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公开(公告)号：CN118111689A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410236087.6
申请日：2024-03-01
Applicant: 重庆大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种干道丝网芯自填充性能试验装置及方法，包括可加热液箱和箱盖，可加热液箱的前侧设置有硼玻璃窗，可加热液箱的底部设置有托板升降机构，托板升降机构上设置有托板；托板升降机构包括同步调节件、两处调节螺纹套、两处升降杆件和两处同步调节轮，两处同步调节轮通过同步调节件连接。还包括有S1‑S7等试验步骤。本发明可以探究不同液体工质如低温无水乙醇、高温液钠、高温液锂等对干道自填充的影响，以及探究不同位置高度干道的填充情况。本发明的实验装置还可以设置不同尺寸的干道同时进行实验，对比不同干道内径、干道丝网目数对于干道自填充的影响，并得到各尺寸的填充极限高度。
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公开(公告)号：CN115600518B
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202211286530.8
申请日：2022-10-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F17/18 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统，涉及反应堆热工水力设计及安全分析领域，其技术方案要点是：对燃料组件进行两相CFD计算分析，得到燃料组件内的两相CFD计算结果；依据两相CFD计算结果分别确定燃料组件内的流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子；依据流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子对燃料组件的热工性能进行综合分析，得到热工性能。本发明大大提升拓展了现有燃料组件热工性能评价因素，快速实现新型燃料组件两相热工性能评价，大大减少了试验的需求，增加了选型的成功率，该方法可应用到核反应堆高热工性能燃料组件研发中。
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公开(公告)号：CN115408859B
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202211047837.2
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备，包括输入待分析的参数，并在其中抽取敏感性分析样本；模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记；构建B样条基函数；构建翘曲函数的样条基函数；进行配准计算，将对齐后的曲线进行取值离散，并获取离散点；执行敏感性分析计算，输出离散点处的各参数的敏感性度量；构建各参数重要度随时间变化规律曲线，及确定各时间阶段内的参数中的重要参数；本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中，可以不依赖于专家经验，快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势，进而确定各事故阶段下的重要参数，达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。
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公开(公告)号：CN115130323B
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202210873680.2
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/18 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于棒束通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据棒束通道，对棒束通道的流型进行判断，获取流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；流型判断结果包括泡状流、帽状流和环状流。本发明基于曳力模型开发，重点在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，根据棒束通道结构形式，仅对不同流型下的界面浓度和曳力系数进行修正，确保了不同结构通道内相间阻力模型的一致性；同时通过在曳力系数和相界面浓度上考虑了棒束通道内强烈搅浑特性的影响，使核反应堆堆芯燃料组件中棒束通道的相间阻力计算分析更加精准。
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公开(公告)号：CN114117792B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113421676B
公开(公告)日：2022-05-10
申请号：CN202110676889.5
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 钱立波 , 陈伟 , 张晓华 , 吴丹 , 陈宏霞 , 杨帆 , 朱加良 , 何鹏 , 周科 , 吴鹏 , 初晓
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。
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公开(公告)号：CN112182849B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202010920591.X
申请日：2020-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来，避免了发泡区域复杂换热机理，对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰，有利于更加合理的分析骤冷前沿附近的发泡区域下游区域的换热情况。此外，本公开实施例将骤冷前沿附近的发泡区域下游的区域细分为多个子区域，并根据每个子区域的换热模式确定该子区域的换热量，由此可以更加精细的模拟临界后换热，从而更加精确的模拟再淹没过程的包壳峰值温度以及骤冷前沿推进速率。本公开的再淹没临界后换热分析方法应用于中国自主化失水事故分析程序的开发过程中，为压水堆电站失水事故分析奠定基础。
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公开(公告)号：CN114199927A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111517535.2
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置及方法，固态堆芯膨胀系数非接触式测量装置包括荧光涂料标志物、CCD相机和计算机；所述荧光涂料标志物包括分别置于堆芯侧壁和底部的侧壁荧光涂料标志物和底部荧光涂料标志物；所述CCD相机与荧光涂料一一对应设置，所述CCD相机设置在堆芯外侧，用于采用荧光涂料的图像；所述计算机与CCD相机通信连接，用于接收荧光涂料标志物的图像，并根据荧光涂料标志物的图像计算堆芯膨胀系数。本发明能够实现对态堆芯膨胀系数测量。
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公开(公告)号：CN114117792A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN111540487B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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