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公开(公告)号：CN112163298A
公开(公告)日：2021-01-01
申请号：CN202011063961.9
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，该方法包括：建立反应堆严重事故计算分析模型；选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；确定卸压阀门开启时间窗口、需要保持开启的时间；使用建立的计算分析模型，对选择的始发事件，进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；对分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。本发明通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到本发明分析方法；满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
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公开(公告)号：CN110633454A
公开(公告)日：2019-12-31
申请号：CN201910887234.5
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种基于修正法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。该方法具体包括如下步骤：1、采集获取燃料组件的CHF实验数据；2、获得实验烧毁点位置的M/P数据；3、对实验烧毁点位置的M/P数据进行Bartlett检验；4、进行数据均值的均质性检验；5、进行正态分布检验；6、利用Owen准则确定DNBR限值；7、在M/P数据不能通过步骤3～步骤5中任意一种检验时，利用Satterhwaite修正自由度；8、利用步骤7获得的修正自由度，代入Owen系数表达式求解获得Owen系数，从而确定DNBR限值。该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值，能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量，为核安全部门提供最关心的设计限值。
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公开(公告)号：CN109977598A
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201910280875.4
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴丹 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 杜思佳 , 李喆 , 高颖贤 , 王新军 , 王杰 , 申亚欧 , 何晓强 , 陈伟 , 辛素芳 , 李仲春 , 黄涛 , 王静卉 , 钱立波 , 钟明君 , 袁红胜
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析模型构建方法和分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关键模型的选取以及怎样将热工水力分析结果通过一定的手段转换为载荷结果。
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公开(公告)号：CN113488214B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202110830446.7
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 蔡容 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 程坤 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主系统降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；冷却主系统死区；检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
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公开(公告)号：CN113536537B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113744902B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202110831664.2
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 程坤 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
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公开(公告)号：CN117077564A
公开(公告)日：2023-11-17
申请号：CN202311042367.5
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于精细化CFD的压水反应堆热工水力分析方法及系统，首先根据结构与功能特征进行流体区域剖分，然后通过CFD的最佳实践导则或典型分析流程对剖分后子区域进行精细化网格建模与计算模型确认，最后将子区域网格组装从而实现模拟计算；本方案利用CFD对于全反应堆系统的冷却剂流道进行精细化数值模拟计算，区别于传统热工水力分析技术，对于分析对象具有高度保真性，并且能够相对快速地实现热工水力关键指标参数的计算，减少设计阶段的模化实验数量，缩短反应堆整体设计周期，对于增强核能分析与设计技术基础研发水平具有重要意义。
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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：CN110727920B
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN201910887222.2
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种基于分组法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。1、采集获取燃料组件的CHF实验数据；2、获得实验烧毁点位置的M/P数据；3、进行Bartlett检验；4、在通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；5、采用Epps‑Pulley检验法进行正态分布检验；6、利用Owen准则确定DNBR限值；7、分别进行W‑M‑W检验、K‑W单边方差分析；8、确定自由分布的单边95/95限值，并获得DNBR限值；9、在未通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；10、进行数据分组检验；11、确定DNBR限值；该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值，能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量，为核安全部门提供最关心的设计限值。
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公开(公告)号：CN113299417B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110570666.0
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统，包括以下步骤:S1、判定停堆工况下主泵是否运行、判定稳压器压力低低安注闭锁信号是否触发、判定热管段是否处于低过冷度，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵运行安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵运行安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵运行和反应堆冷却剂丧失事故为双约束而触发安注动作。
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