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公开(公告)号：CN118917216A
公开(公告)日：2024-11-08
申请号：CN202411400363.4
申请日：2024-10-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供一种流体热物性参数确定方法、装置、设备、存储介质及产品。该方法包括：获取核动力系统棒束通道中流体的流场数据和温度场数据；将所述流场数据和所述温度场数据输入至预设的流体热物性参数确定模型中进行处理，得到所述流体的热物性参数，所述流体热物性参数确定模型在训练过程中采用的损失函数根据流动传热控制方程确定。在损失函数中引入流动传热控制方程，确保训练得到的模型的输出符合已知的物理规律，从而能够在使用过程中准确的得到流体在实际运行工况下的物理参数。
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公开(公告)号：CN113555138B
公开(公告)日：2024-09-17
申请号：CN202110838433.4
申请日：2021-07-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，涉及核反应实验技术领域，其技术方案要点是：包括实验本体，所述实验本体的入口设有流量计、热电偶，实验本体的出口设有智能压力变送器，实验本体内的加热通道间隔设有多个临界监测热偶。本发明提供的一种研究流量波动条件下沸腾临界的实验装置及分析方法，通过科学合理的临界监测热偶布置方式可以监测流量波动幅值超过100％条件下的沸腾临界现象，有效地实现了波动流量条件下沸腾临界的现象监测；本发明成功地提取了流量波动条件下沸腾临界发生时的热工参数，获得了临界热流密度与局部流量、压力和含汽率的函数关系，实现波动流量条件下的沸腾临界行为特性研究。
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公开(公告)号：CN118116637A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410228711.8
申请日：2024-02-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种自然循环核蒸汽供应系统及其控制方法、装置和核电站。该方法包括：在基于第一目标堆芯功率进行核反应的情况下，实时检测蒸汽发生器的温度和主循环泵的入口和出口之间的压力；在检测到温度大于第一阈值，且检测到蒸汽发生器产生蒸汽的情况下，控制打开蒸汽发生器的主蒸汽阀；在检测温度大于第二阈值，且压力大于目标压力值的情况下，控制关闭主循环泵，并将堆芯功率调整到第二目标堆芯功率，以使自然循环核蒸汽供应系统进行单相流自然循环。不仅解决了因主循环泵运行造成的高能耗的问题，提高了自然循环核蒸汽供应系统的运行效能，而且主循环泵发生故障，也不会影响自然循环的过程，提高了堆芯及反应堆运行的安全性。
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公开(公告)号：CN117252045B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311535155.0
申请日：2023-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种反应堆堆芯参数的设计方法、设备、介质及核能动力系统。该反应堆堆芯参数的设计方法包括：获取沸腾临界时目标条件下的热工水力参数；根据热工水力参数，通过目标关系式确定目标热流密度；基于目标条件下的目标热流密度，确定沸腾临界的目标影响因子；获取流动失稳时静止条件下的第一出口含汽率和瞬变外力场条件下的第二出口含汽率；根据第一出口含汽率和所述第二出口含汽率，确定流动失稳修正系数；根据沸腾临界的目标影响因子和流动失稳修正系数，确定反应堆的堆芯设计准则；基于反应堆的堆芯设计准则，设计反应堆堆芯的参数。根据本申请实施例设计反应堆堆芯的参数，能够提高核反应堆在瞬变外力场环境中的
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公开(公告)号：CN116884655B
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202311154167.9
申请日：2023-09-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明实施例公开了一种外力场对热工安全影响确定方法、装置、核反应堆及设备，该方法包括：建立瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子确定方法，明确能够表征瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响程度的物理参数，并确定需要开展的实验类型及规模；建立瞬变外力场堆芯热工安全分析实验及测试测量方法，通过开展实验获取瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全边界影响的物理参数；基于所述物理参数确定瞬变外力场对核反应堆全工况堆芯热工安全的影响程度，并根据所述影响程度进行分析最终得到瞬变外力场对堆芯热工安全的影响因子。本发明为保障瞬变外力场核反应堆全运行工况下的核反应堆系统的安全设计和安全运行提供了支撑。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116990339A
公开(公告)日：2023-11-03
申请号：CN202311120564.4
申请日：2023-09-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/08
Abstract: 本申请公开了一种沸腾临界的识别方法、装置、设备及存储介质，该方法通过获取目标时段内的曲线以及各时间点的传热恶化影响参数，并判断传热恶化影响参数是否满足第一预设条件，从而得到目标结果。在目标结果指示传热恶化影响参数满足第一预设条件的前提下，再结合曲线中各时间点的壁温，从而可以确定目标时段内的沸腾临界起始点。基于此，本申请实施例可以基于目标时段内的曲线以及传热恶化影响参数来完成沸腾临界识别，易于在复杂的壁温曲线中识别沸腾临界起始点，从而提升了识别沸腾临界起始点的准确率。
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公开(公告)号：CN116502470B
公开(公告)日：2023-09-12
申请号：CN202310747292.4
申请日：2023-06-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种过冷度限值的确定方法、装置、设备、介质和程序产品。该方法包括：分别获取并联棒束通道在竖直静止下的流动失稳出口过冷度限值#imgabs0#以及在N种典型运动下的每种典型运动的流动失稳出口过冷度限值#imgabs1#；根据#imgabs2#以及#imgabs3#，分别计算每种典型运动下并联棒束通道流动失稳出口过冷度限值变化量；根据#imgabs4#和各个所述过冷度限值变化量，确定目标耦合运动下的初始流动失稳出口过冷度限值#imgabs5#，所述目标耦合运动是对第p种和第j种典型运动进行耦合得到的条件；对所述初始流动失稳出口过冷度限值#imgabs6#进行修正，得到最终的流动失稳出口过冷度限值#imgabs7#。本申请通过进一步限制过冷度限值的数值范围，解决了现行限值确定方法中热工裕量的保守性问题。
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公开(公告)号：CN116502470A
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN202310747292.4
申请日：2023-06-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种过冷度限值的确定方法、装置、设备、介质和程序产品。该方法包括：分别获取并联棒束通道在竖直静止下的流动失稳出口过冷度限值以及在N种典型运动下的每种典型运动的流动失稳出口过冷度限值；根据以及，分别计算每种典型运动下并联棒束通道流动失稳出口过冷度限值变化量；根据和各个所述过冷度限值变化量，确定目标耦合运动下的初始流动失稳出口过冷度限值，所述目标耦合运动是对第p种和第j种典型运动进行耦合得到的条件；对所述初始流动失稳出口过冷度限值进行修正，得到最终的流动失稳出口过冷度限值。本申请通过进一步限制过冷度限值的数值范围，解决了现行限值确定方法中热工裕量的保守性问题。
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公开(公告)号：CN115862909B
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202310109762.4
申请日：2023-02-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请公开了一种堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品。该方法包括：获取堆芯的第一热流密度比，所述第一热流密度比为所述堆芯在静止条件下的最小临界热流密度比，获取热流密度比修正系数，利用所述热流密度比修正系数对所述第一热流密度比进行修正，得到第二热流密度比，所述第二热流密度比为所述堆芯在瞬变外力场条件下的最小临界热流密度比，其中，所述瞬变外力场条件由系统运行所处的环境运动条件确定，所述环境运动条件包括升潜条件、倾斜条件和摇摆条件，在所述第二热流密度比小于第一阈值的情况下，应用堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够保证热工安全准则适用于瞬变外力场条件下的核反应堆。
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公开(公告)号：CN115862909A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310109762.4
申请日：2023-02-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请公开了一种堆芯热工安全准则应用方法、装置、设备、介质及产品。该方法包括：获取堆芯的第一热流密度比，所述第一热流密度比为所述堆芯在静止条件下的最小临界热流密度比，获取热流密度比修正系数，利用所述热流密度比修正系数对所述第一热流密度比进行修正，得到第二热流密度比，所述第二热流密度比为所述堆芯在瞬变外力场条件下的最小临界热流密度比，其中，所述瞬变外力场条件由系统运行所处的环境运动条件确定，所述环境运动条件包括升潜条件、倾斜条件和摇摆条件，在所述第二热流密度比小于第一阈值的情况下，应用堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够保证热工安全准则适用于瞬变外力场条件下的核反应堆。
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