热管反应堆的事故清单确定方法
    2.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119312037A

    公开(公告)日:2025-01-14

    申请号:CN202311507151.1

    申请日:2023-11-13

    Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆的事故清单确定方法,包括:基于确定论安全分析方法对热管反应堆各个部件失效导致的关键安全功能影响进行分析,得到确定论的事故清单;将热管反应堆分为多个子系统,采用故障模式和影响分析方法识别每个子系统的潜在失效模式,所述子系统包括堆芯、主热传输系统、反应性控制转鼓驱动机构、安全停堆棒驱动机构、热电转换系统、非能动余热排出系统、电气系统、控制和保护系统;基于概率论安全分析方法分析每个潜在失效模式可能产生的始发事件;对所述始发事件进行分组,得到概率论的始发事件清单;根据所述确定论的事故清单和所述概率论的始发事件清单确定最终的事故清单。

    一种铅铋堆系统热耦合计算方法

    公开(公告)号:CN113792500B

    公开(公告)日:2023-08-04

    申请号:CN202111043295.7

    申请日:2021-09-07

    Abstract: 本发明属于核反应堆安全分析领域,具体公开了一种铅铋堆系统热耦合计算方法,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算。本发明提出的计算方法考虑了靶区和堆区之间的实时热量传递,对于事故工况的描述更精细;基于本计算方法开发的软件可用于研究事故工况下加速器驱动的次临界铅铋堆系统靶、堆之间的热耦合特性及其对整个系统安全性的影响,为系统的设计及优化提供参考;兼顾局部细节描述与整体计算效率,既能有效描述边界处热量传递对整个系统的影响,又不至于计算效率过低(如全系统三维建模),有利于设计方案的快速迭代;整个软件系统可具有完备的自主知识产权。

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