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公开(公告)号：CN116681002A
公开(公告)日：2023-09-01
申请号：CN202310618644.6
申请日：2023-05-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供一种乏燃料贮存水池热工水力分析方法及装置，方法包括：构建多个贮存单元模型，多个贮存单元模型拼装形成乏燃料贮存模型，并构建位于乏燃料贮存模型外侧的乏池及其冷却水进/出口接管结构体，以形成乏池三维模型，定义乏池三维模型中的固体区域、流体区域和多孔介质区域并设定相应的边界，对乏池三维模型的各固体区域、流体区域和多孔介质区域进行网格化，获取乏池网格模型中各物相的物性参数，各固体区域、流体区域和多孔介质区域的边界条件、计算模型和收敛判据，以进行数值模拟，得到乏燃料贮存水池的流场和温度场分布。本发明能够在消耗较少计算资源的基础上快速、准确、精细完成乏燃料贮存设施的热工水力设计和安全分析。
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公开(公告)号：CN116680888A
公开(公告)日：2023-09-01
申请号：CN202310614423.1
申请日：2023-05-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/12 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供一种基于组件单位晶格的棱柱型燃料组件温度计算方法及装置，方法包括：获取棱柱式燃料组件中由某一燃料通道与其最相邻的冷却剂通道的中心点连线、燃料通道与其相邻且与冷却剂通道最相邻的另一燃料通道的中心点连线，以及冷却剂通道与其最相邻且与两个燃料通道最相邻的另一冷却剂通道的中心点连线围合形成的结构单元，作为组件单位晶格，将其基体部分等效为长方体结构，并确定等效后的基体部分的结构尺寸，针对等效后的组件单位晶格建立传热方程组，获取冷却剂温度和燃料棒体积释热率，对传热方程组进行联合求解，得到棱柱型燃料组件的温度分布。本发明能够简单且有效地计算棱柱式燃料组件的基体温度和燃料温度。
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公开(公告)号：CN116401866A
公开(公告)日：2023-07-07
申请号：CN202310356143.5
申请日：2023-04-04
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请公开了一种用于汽液两相排放装置的冲击载荷数值模拟方法。该方法包括步骤S1，获取排放装置的运行工况，并基于运行工况确定所述排放装置的备选入口热工水力条件；步骤S2，基于备选入口热工水力条件，确定入口热工水力条件；步骤S3，基于入口热工水力条件，计算排放装置中汽液混合物的流体参数；步骤S4，基于流体参数，确定汽液混合物对排放装置的壁面产生的作用力。本申请实施例的用于汽液两相排放装置的冲击载荷数值模拟方法，能够简便、高效地计算包络排放装置在所有运行工况下的保守冲击载荷，从而确保依据包络冲击载荷开展结构设计的排放装置，能够承受在所有运行工况下高温、高压汽液两相混合物通过排放装置时产生的冲击载荷。
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公开(公告)号：CN111599498A
公开(公告)日：2020-08-28
申请号：CN202010289586.3
申请日：2020-04-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于安全壳冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统，用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房内的保护反应堆的钢制安全壳进行降温，包括环绕在钢制安全壳底部外侧的换热水池和环绕设置在钢制安全壳底部内侧的环形地坑水池，反应堆设在钢制安全壳底部中心的堆坑内，环形地坑水池的底部与堆坑的底部连通；还包括设置在屏蔽厂房与钢制安全壳之间的地面上的空气入口和位于屏蔽厂房顶部的空气出口。本发明通过钢制安全壳将壳内大气和环形地坑水池的冷却水的热量导出至壳外，使环形地坑水池中的冷却水的温度降低，增强对堆芯冷却效果，降低向安全壳内的蒸汽释放量，实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
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公开(公告)号：CN110134906A
公开(公告)日：2019-08-16
申请号：CN201910168390.6
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/10 , G21C17/038
Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域，具体涉及一种非对称功率分布下堆芯DNBR计算方法。包括步骤S101，按照平面直角坐标系对反应堆的堆芯进行划分，筛选待分析组件并调整到堆芯的第一象限内；按照平面直角坐标系对待分析组件中的热组件进行划分，筛选出热组件中的待分析通道并调整到热组件的第四象限内；步骤S102，对待分析组件功率采用中心化的原则进行重新调整与布置，保证全堆芯组件功率的归一化；步骤S103，对热组件中的待分析通道的功率分布进行重新调整与布置，保证热组件的第四象限内的待分析通道的功率的归一化；步骤S104，得到用于DNBR计算的堆芯的第一象限的组件功率分布情况、热组件的第四象限的功率分布情况，调用DNBR计算程序完成DNBR计算。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107464591A
公开(公告)日：2017-12-12
申请号：CN201710560957.5
申请日：2017-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/002
Abstract: 本发明属于核安全监控技术领域，涉及一种安全壳泄漏在线监测系统传感器组合优化方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)通过安全壳整体密封性试验计算得到安全壳空间内的平均温度Tavg与平均相对湿度Havg；(2)将温度与湿度传感器进行分组，计算各分组的体积分配系数；(3)从各分组中各选择一个传感器，计算不同分组传感器组合的安全壳空间内的平均温度与平均相对湿度，与步骤(1)得到的平均温度Tavg与平均相对湿度Havg进行比较，给出积分偏差值；(4)取步骤(3)的所有计算方案中计算结果积分偏差值最小的一个传感器组合方案，即为安全壳泄漏在线监测系统最优化的传感器组合选择方案。利用本发明的组合优化方法，能够更为准确的监测安全壳泄漏率。
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公开(公告)号：CN119943452A
公开(公告)日：2025-05-06
申请号：CN202510058772.9
申请日：2025-01-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112 , H05B3/40
Abstract: 本发明公开一种堆芯试验台架、电加热棒功率分区的布置方法及系统、电子设备，属于堆芯试验分析技术领域。布置方法包括：获取试验台架电加热棒的设计参数，设计参数包括总数目、直径、相邻棒间中心距；根据电加热棒的总数目确定径向功率分布下的三个分区相应的形状及棒数；根据设计参数及三个分区相应的棒数、临界热流密度CHF数相似准则确定三个分区相应的径向功率峰值因子；根据径向功率峰值因子确定三个分区相应的分区功率；确定三个分区相应的轴向功率峰值因子，以确定轴向功率分布。所述方法可解决相关技术中存在的试验台架无法模拟实际堆芯的轴向功率和径向功率不均匀分布特点的问题。
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公开(公告)号：CN118966828A
公开(公告)日：2024-11-15
申请号：CN202411022888.9
申请日：2024-07-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0637 , G06Q50/06 , G06F18/24
Abstract: 本申请公开一种事故分析影响评价方法及装置，涉及核工业技术领域。所述方法包括：获取目标核能综合利用项目与标准设计之间的差异信息；根据差异信息，确定目标核能综合利用项目是否产生新的假设始发事件，以得到第一确定结果；根据第一确定结果和预设的评价规则，确定目标核能综合利用项目对事故分析的结果和结论是否有影响。根据本申请实施例，所述方法省时省力且更经济。
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公开(公告)号：CN110134906B
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN201910168390.6
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/10 , G21C17/038
Abstract: 本发明属于核电站安全技术领域，具体涉及一种非对称功率分布下堆芯DNBR计算方法。包括步骤S101，按照平面直角坐标系对反应堆的堆芯进行划分，筛选待分析组件并调整到堆芯的第一象限内；按照平面直角坐标系对待分析组件中的热组件进行划分，筛选出热组件中的待分析通道并调整到热组件的第四象限内；步骤S102，对待分析组件功率采用中心化的原则进行重新调整与布置，保证全堆芯组件功率的归一化；步骤S103，对热组件中的待分析通道的功率分布进行重新调整与布置，保证热组件的第四象限内的待分析通道的功率的归一化；步骤S104，得到用于DNBR计算的堆芯的第一象限的组件功率分布情况、热组件的第四象限的功率分布情况，调用DNBR计算程序完成DNBR计算。
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公开(公告)号：CN111599498B
公开(公告)日：2022-11-18
申请号：CN202010289586.3
申请日：2020-04-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于安全壳冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动安全壳空气‑水长期冷却系统，用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房内的保护反应堆的钢制安全壳进行降温，包括环绕在钢制安全壳底部外侧的换热水池和环绕设置在钢制安全壳底部内侧的环形地坑水池，反应堆设在钢制安全壳底部中心的堆坑内，环形地坑水池的底部与堆坑的底部连通；还包括设置在屏蔽厂房与钢制安全壳之间的地面上的空气入口和位于屏蔽厂房顶部的空气出口。本发明通过钢制安全壳将壳内大气和环形地坑水池的冷却水的热量导出至壳外，使环形地坑水池中的冷却水的温度降低，增强对堆芯冷却效果，降低向安全壳内的蒸汽释放量，实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
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