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公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN114283954B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111592819.8
申请日：2021-12-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆卡轴事故安全分析方法及装置，该方法通过选取最小的DNBR作为瞬态最小DNBR，当瞬态最小DNBR小于预设DNBR阈值时，则获取当前热工水力参数对初始焓升因子进行调整，并调用DNBR计算程序对调整后的焓升因子进行计算；当计算得到的DNBR小于预设DNBR阈值时则将调整后的焓升因子作为新的初始焓升因子，继续执行调用DNBR计算程序的步骤，直至计算得到的DNBR不小于预设DNBR阈值停止，并将对应的焓升因子作为有效焓升因子；基于有效焓升因子从燃料统计曲线中选择对应的燃料棒份额作为卡轴事故下发生DNB的燃料棒份额，自动计算出瞬态中发生DNB的燃料棒份额，无需人工参与，提高卡轴事故分析的效率并降低差错率。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113536537A
公开(公告)日：2021-10-22
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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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：CN119418964A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411310197.9
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进堆芯系统和补水方法，属于反应堆设备技术领域，包括堆芯压力系统和至少两个安注系统，安注系统包括补水机构和注水机构。本发明通过补水容器内的出水管上自上至下设置的多组过水孔达到自动调节流量的作用，使补水容器输送至压力容器的冷却液流量与需求更匹配，提高补水的持续性，大大延长了补水容器的作用时间，从而降低系统压力，确保在补水容器缺水前可以使低压注水机构投入运行，即降低了低压注水泵的投入压力，结构简单，延长了非能动注入的作用时间，降低了事故初始阶段对应急电源的依赖，同时降低对泵流量和压头的需求，显著提高了安注系统可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN115331858B
公开(公告)日：2024-12-17
申请号：CN202210980908.8
申请日：2022-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统，首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS，控制了破损SG二次侧的放射性释放；然后通过对一回路进行持续降温降压，确保了一回路能够达到足够的过冷度和水装量；再通过控制HPMT的注水流量使破损SG的一次侧和二次侧的压力达到初步平衡，从而稳定核电厂状态，终止破损SG一次侧的放射性冷却机向二次侧泄漏；最后将一回路冷却至冷停堆状态，从而形成了一套科学合理的SGTR事故的应对方法，能够有效应对基于非能动应急堆芯冷却系统和二次侧非能动余热排出系统的压水堆核电厂SGTR事故，拓展了核电厂SGTR事故处理的应对范围。
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公开(公告)号：CN114239279B
公开(公告)日：2023-10-31
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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