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公开(公告)号:CN109887623A
公开(公告)日:2019-06-14
申请号:CN201910072898.6
申请日:2019-01-25
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 岭东核电有限公司
摘要: 本发明提供一种具有迷宫式流道的池式铅基快堆,包括反应堆容器、堆顶盖、下封头、堆芯安装构件、堆芯、控制棒及其驱动机构、冷热池隔板、第一辅助隔板、热交换器及驱动泵。反应堆容器与堆顶盖及下封头分别成密封连接;堆芯安装于堆芯安装构件的安装位上;控制棒及其驱动机构进入反应堆容器中与堆芯顶部相连;冷热池隔板使反应堆容器隔离成互不连通的热池和冷池;第一辅助隔板位于冷热池隔板外侧并与冷热池隔板有一定距离;热交换器穿过热池进入冷池中实现热传导;驱动泵进入冷池实现冷池中冷却剂循环。实施本发明,不仅能降低堆内构件的复杂性及一回路冷却剂的流动阻力,还能避免热交换器发生传热管破裂时,微小汽泡或水滴进入反应堆堆芯的风险。
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公开(公告)号:CN109448799A
公开(公告)日:2019-03-08
申请号:CN201811022878.X
申请日:2018-09-03
申请人: 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要: 本发明公开了一种金属冷却快堆金属燃料多物理场模型耦合方法,包括以下步骤:S1、在COMSOL中建立辐照过程中金属燃料多物理场耦合模型并耦合,在COMSOL中求解获得金属燃料辐照早期的燃料芯体最外侧的温度随时间的变化值;S2、导出燃料芯体最外侧的温度随时间的变化值,通过最小二乘法拟合燃料芯体最外侧的温度,获得温度函数;S3、去除金属燃料多物理场耦合模型中的间隙冷却剂传热模型,并将金属燃料最外侧的温度函数作为燃料芯体传热模型的边界条件,求解获得整个辐照过程中的金属燃料辐照性能参数。本发明基于COMSOL多物理场耦合仿真平台将金属燃料辐照行为模型通过强耦合的方式引入到金属燃料性能分析及仿真模拟领域,实现对金属燃料辐照行为的准确模拟。
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公开(公告)号:CN116606156A
公开(公告)日:2023-08-18
申请号:CN202310598468.4
申请日:2023-05-25
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: C04B35/80 , C04B35/52 , C04B35/622 , C04B35/624 , G21C11/08
摘要: 本申请所提供的石墨烯/稀土复合气凝胶材料具有三维多孔网络结构,并在孔隙中充满气态分散介质。通过选用石墨烯、稀土化合物和增强纤维作为石墨烯/稀土复合气凝胶材料的骨架,能够使石墨烯/稀土复合气凝胶材料兼备低密度、耐高温和热导率低的优点,可用作核反应堆隔热材料。此外,石墨烯/稀土复合气凝胶材料的三维多孔网络结构能够进一步降低空气对流,使该复合材料在严苛条件下具有良好的热学以及力学性能。进一步地,本申请提供的石墨烯/稀土复合气凝胶材料易于制备,可实现连续工业生产。
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公开(公告)号:CN116467665A
公开(公告)日:2023-07-21
申请号:CN202310459222.9
申请日:2023-04-19
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G06F18/2433 , G06F18/15 , G06F18/213 , G06F17/18
摘要: 本申请涉及一种核反应堆的故障诊断方法、装置、计算机设备和存储介质。方法包括:获取不同候选工况下核反应堆的系统仿真运行数据;根据系统仿真运行数据,确定各类型的故障工况对应的范数值;若各类型的故障工况中存在范数值小于预设范数阈值的情况,则对系统仿真运行数据进行特征工程处理,并基于处理后的系统仿真运行数据,重新确定各类型的故障工况对应的范数值,直到各类型的故障工况对应的范数值均大于或等于预设范数阈值为止;根据处理后的系统仿真运行数据和当前工况下核反应堆的系统当前运行数据,对核反应堆的当前工况进行故障诊断。通过上述方法可以增加核反应堆故障诊断的灵敏度和准确性。
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公开(公告)号:CN116230266A
公开(公告)日:2023-06-06
申请号:CN202310077387.X
申请日:2023-01-13
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C17/00 , G06N20/00 , G06F17/18 , G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/06
摘要: 本申请涉及一种核反应堆的物理场监测方法、装置、设备和存储介质。该方法包括:基于响应数据拼接规则,对至少两种类型的核反应堆探测器采集的实时响应数据进行拼接,得到探测器测量值;其中,核反应堆探测器配置于核反应堆的堆内和/或堆外;根据探测器测量值,确定缩减基拟合系数;根据目标缩减基和缩减基拟合系数,确定核反应堆的实时监测数据集;根据响应数据拼接规则对应的物理场拆分规则,从实时监测数据集中确定核反应堆的至少两种物理场的实时监测数据。采用本方法能够提高核反应堆堆芯物理监测效率与准确率。
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公开(公告)号:CN115983833A
公开(公告)日:2023-04-18
申请号:CN202310006854.X
申请日:2023-01-04
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G06Q10/20 , G06Q10/0639
摘要: 本申请涉及一种核电厂设备运维方法、装置、计算机设备和存储介质。该方法包括:获取待运维设备在至少两个测试位置处的实际指标数据、待运维设备的设备信息,以及待运维设备的执行任务;根据设备信息和执行任务,确定待运维设备在预设空间内的理论指标分布;根据实际指标数据和理论指标分布,确定待运维设备在预设空间内的实际指标分布;根据实际指标分布,对待运维设备进行运维处理。相比于人工根据经验对待运维设备进行运维处理的方式,本申请通过精确的待运维设备的实际指标分布,对待运维设备进行运维处理,在提高运维准确率的同时,也提高待运维设备运维效率。
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公开(公告)号:CN109243637A
公开(公告)日:2019-01-18
申请号:CN201810867779.5
申请日:2018-08-02
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C17/00
摘要: 本发明提供一种重构反应堆时空分布模型的方法和系统,该方法包括如下步骤:S1、根据各探测器样本的权重,对给定的探测器样本集合进行多次抽样,获得抽样探测器样本集合;S2、对抽样探测器样本集合使用重构函数,获得抽样探测器样本集合的时空分布函数;S3、利用时空分布函数计算获得该分布下的给定的探测器样本集合中的各探测器样本的计算值;S4、根据各探测器样本的计算值计算所述重构函数的可靠性;S5、在可靠性小于预设的参考值时,更新所述给定探测器样本集合中的各探测器样本的权重,直至重构函数的可靠性大于参考值;S6、根据所述历次迭代的重构函数获得最终的重构函数。本发明能够显著提高重构函数的精度。
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公开(公告)号:CN108846206A
公开(公告)日:2018-11-20
申请号:CN201810622266.8
申请日:2018-06-15
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G06F17/50
摘要: 本发明提供一种基于多种重构算法重构反应堆时空分布模型的方法和装置,该方法包括:步骤S1、获取各传感器采集的样本测试数据;步骤S2、根据所述多种重构算法和所述样本测试数据推演获得任意时空位置点的预测数据;步骤S3、根据所述重构算法和所述样本测试数据推演获得所述样本测试数据的交叉检验数据集合;步骤S4、根据所述交叉检验数据集合构建拟合模型;步骤S5、根据所述任意时空位置点的预测数据和所述构建的拟合模型获得反应堆的时空分布模型。本发明能够突出结果较准确的重构算法的优点,而降低结果较差的重构算法的缺点,从整体上实现多种重构算法的组合。
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公开(公告)号:CN106409350A
公开(公告)日:2017-02-15
申请号:CN201610945288.9
申请日:2016-11-02
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C9/02
摘要: 本发明公开了一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统,包括:重金属冷却反应堆本体,反应堆本体中设有多组燃料组件;用以供重金属冷却剂自下而上进行流动的孔道,多组燃料组件环绕设置在孔道的外周;设置在孔道中的隔板,隔板位于多组燃料组件活性段的下端面以下的位置;设置在孔道中的且由隔板进行隔挡的多个中子吸收球,其中:隔板被打开,重金属冷却剂中的多个中子吸收球上浮至孔道中的多组燃料组件活性段的区间位置,以吸收中子使重金属冷却反应堆紧急停堆。实施本发明的重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统,可主动或被动投入运行,为堆芯引入足量的负反应性,保证堆芯始终处于反应性可控状态。
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公开(公告)号:CN116127766A
公开(公告)日:2023-05-16
申请号:CN202310131255.0
申请日:2023-02-10
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G06F30/20 , G06F111/06
摘要: 本申请涉及一种核反应堆的优化方法、装置、计算机设备和存储介质。所述方法包括:根据对核反应堆的优化需求,构建第一目标函数;根据中间特征变量与优化参数之间的函数关系,以及第一目标函数,构建包括中间特征变量的第二目标函数;根据核反应堆的候选设计方案,对第二目标函数进行概率建模,得到第二目标函数的概率分布;根据概率分布和优化需求,确定优化参数的目标取值。采用本方法通过引入中间特征变量,将针对优化参数的第一目标函数分解为中间特征变量与优化参数之间的函数关系和针对中间特征变量的第二目标函数两个相对简单的优化问题,达到了缩短优化时间,减小计算量的效果。
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