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公开(公告)号：CN114121309B
公开(公告)日：2024-08-20
申请号：CN202111425692.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆，以消除堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现固有安全，包括：压力容器；堆芯活性区，设于压力容器内；堆芯，设于堆芯活性区，设有若干个全陶瓷弥散微封装燃料元件棒；反射区，设于压力容器内的堆芯活性区外；全金属反射层，填充于反射区，用于反射泄漏的堆芯中子；以及旋转鼓，设于全金属反射层。本发明实施例通过采用全陶瓷弥散微封装燃料元件棒组成堆芯，其熔点高且具有多重有效屏障，裂变产物包容能力极强；通过旋转鼓进行反应性控制，消除了堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现了反应堆的固有安全。
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公开(公告)号：CN114647939B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202210290061.0
申请日：2022-03-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 李峰 , 邱志方 , 张卓华 , 鲜麟 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 张丹 , 杨帆 , 陆雅哲 , 程坤 , 沈才芬 , 蔡容 , 杨韵佳 , 马誉高 , 习蒙蒙 , 周科
Abstract: 本发明公开了一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法，包括以下步骤：Step1.确定DAS分析使用的验收准则；Step2.根据Step1中的验收准则初步确定DAS的功能需求；Step3.基于Step2提出的DAS功能需求，进行DAS安全功能设计；Step4.在满足Step3的DAS安全功能的前提下，选取DAS自动驱动信号作为DAS保护信号；Step5.设计DAS保护信号整定值。本发明在设置于安全级平台之外的DAS系统中选取合理的紧急停堆和专设系统保护信号以及对应的整定值，可在安全级平台发生SWCCF时对船用核动力装置进行保护。
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公开(公告)号：CN115994497A
公开(公告)日：2023-04-21
申请号：CN202211590101.X
申请日：2022-12-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06T17/20 , G06F119/08 , G06F111/10
Abstract: 本发明实施例提供一种反应堆热工流体系统的跨尺度耦合方法和系统，包括：将商业CFD程序与不同于所述商业CFD程序的尺度的热工水力程序切分成多个流程子模块；根据跨尺度耦合需求确定各个流程子模块的相互调用和数据传递逻辑；将各个流程子模块的通过对应数据格式转换处理的待输入输出数据与各个流程子模块所需的第三方库编译以实现跨尺度热工水力耦合；其中，所述数据格式转换处理包括：实现所述待输入输出数据的数据格式与基于大容量非均匀数据格式库的通用大容量数据格式的相互转换。本发明实施例解决了现有技术中商用CFD程序与其它专业程序耦合存在局限性导致对于复杂大规模非均匀离散结构的数据支持力度不够影响后期开展精细化模拟的技术问题。
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公开(公告)号：CN115238579A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210859530.6
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06N3/04 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了基于物理指引下机器学习算法的本构模型构建方法及装置，通过将理论模型与实验数据进行有机结合，建立理论模型与数据驱动模型之间的损失函数；利用随机梯度下降优化算法，对损失函数进行优化，得到最终残差模型；将最终残差模型与理论模型相结合，完成基于物理指引下机器学习算法开发，得到本构模型。该方法可应用于典型热工水力类程序涉及到的本构模型的开发；本构模型包括流型图、壁面阻力模型、壁面换热模型、相间阻力模型、相间换热模型、临界热流密度模型等。本发明以少量的数据样本，显著提升模型的预测精度，解决传统神经网络预测模型的局部发散问题，同时能够根据实验数据拓宽传统经验关系式的应用范围，提升预测精度。
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公开(公告)号：CN111883269B
公开(公告)日：2022-04-22
申请号：CN202010807325.6
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114239279A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111554341.X
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种反应堆热工安全设计协同装置、方法、终端、存储介质，包括热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块和燃料元件行为分析模块，热工水力瞬态分析模块用于获取事故状态下的系统瞬态特性，并获得系统参数随时间的变化曲线，堆芯热工水力子通道分析模块用于确定燃料烧毁份额，燃料元件行为分析模块用于获得燃料包壳温度峰值以及芯块温度峰值；本发明通过将热工安全设计中的工作分解为热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块、燃料元件行为分析模块，并通过数据传输将各个模块之间的信息进行传输，可以根据具体的设计需求选择合适的模块工作，避免处理大量的、来自不同专业输入数据，提升工作效率和质量。
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公开(公告)号：CN114121309A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111425692.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种基于全陶瓷弥散微封装燃料和碳化硅包壳的反应堆，以消除堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现固有安全，包括：压力容器；堆芯活性区，设于压力容器内；堆芯，设于堆芯活性区，设有若干个全陶瓷弥散微封装燃料元件棒；反射区，设于压力容器内的堆芯活性区外；全金属反射层，填充于反射区，用于反射泄漏的堆芯中子；以及旋转鼓，设于全金属反射层。本发明实施例通过采用全陶瓷弥散微封装燃料元件棒组成堆芯，其熔点高且具有多重有效屏障，裂变产物包容能力极强；通过旋转鼓进行反应性控制，消除了堆芯熔化导致的大规模放射性释放风险，实现了反应堆的固有安全。
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公开(公告)号：CN111863296B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010811999.3
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度，提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法，实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标，保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
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公开(公告)号：CN111916234A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010812480.7
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种非能动与能动相结合的核电厂安全注射系统及其使用方法，本发明包括设置在安全壳内的高压安全注射水箱、中压安全注射水箱和低压安全注射系统；高压安全注射水箱充满水，通过平衡管线和注入管线与反应堆冷却剂系统相连通；中压安全注射水箱中充有一定的压缩氮气，且所述中压安全注射水箱设置位置高于堆芯，通过注入管线与反应堆冷却剂系统连接；所述低压安全注射系统采用低压安全注射泵从堆坑蓄水池中取水，注入反应堆冷却剂系统。本发明可以实现高、中、低压等不同压力范围需求的全面覆盖，实现安全注射功能的多样性与可靠性，实现系统结构的简化设置，提升核电厂的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN110415848A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
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