用于核电厂热工水力系统的稳态调节方法、装置及设备

    公开(公告)号:CN119905286A

    公开(公告)日:2025-04-29

    申请号:CN202311416643.X

    申请日:2023-10-27

    Abstract: 本公开提出一种用于核电厂热工水力系统的稳态调节方法,包括:获取对热工水力系统中泵转速调整至一回路流量满足预设一回路流量条件的第一调整次数,对二回路压力调整至一回路平均温度满足预设温度条件的第二调整次数,对二回路给水流量进行调整至二回路给水流量满足预设二回路给水流量条件的第三调整次数,对蒸汽发生器的边界流量调整至蒸汽发生器水位满足第一预设水位条件的第四调整次数,对稳压器的边界流量进行调整至稳压器水位满足第二预设水位条件的第五调整次数,根据第一调整次数,和/或第二调整次数,和/或第三调整次数,和/或第四调整次数,和/或第五调整次数,确定稳态调节结果,有效地提升核电厂热工水力系统的稳态调节效果。

    安全壳的排热系统
    3.
    发明公开

    公开(公告)号:CN117976262A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202211318931.7

    申请日:2022-10-26

    Abstract: 本发明涉及核电技术领域,具体地,涉及一种安全壳的排热系统包括安全壳、压力触发组件和气囊组件,安全壳具有安全腔,安全壳上设有与安全腔连通的通孔,安全壳上设有封闭通孔的压力壁。压力触发组件包括压力缸、活动杆和破壁件,压力缸设置在安全壳的外周面上,压力缸具有压力腔,活动杆设置在压力缸上,活动杆具有常压状态和高压状态,在高压状态,活动杆在安全腔内的压力作用下相对于压力缸可移动,破壁件设置在活动杆上。气囊组件包括气囊,气囊设置在安全壳的外周面上且与通孔连通。本发明的安全壳的排热系统可以缓解安全腔内的压力和降低安全腔内的温度,防止安全壳和安全壳内的核设施出现二次事故。

    核电厂安全分析方法及系统

    公开(公告)号:CN111723450A

    公开(公告)日:2020-09-29

    申请号:CN201910160709.0

    申请日:2019-03-04

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂安全分析方法及系统。其中,核电厂安全分析方法,包括:建立网格模型,并设定网格模型的初始条件和边界条件,其中,网格模型至少包括边界和控制体;根据网格模型、初始条件和边界条件,通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式,并得到临时速度;根据速度与压力之间的表达式和临时速度,通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量;根据主变量求解所需的辅助变量,并基于主变量和辅助变量对核电厂进行安全分析。本发明的核电厂安全分析方法能实现核电厂热工水力现象的模拟,具有计算结果准确、可靠的优点,从而在核电厂的安全分析中,提供可靠的参考。

    核电设计软件模型评估系统

    公开(公告)号:CN114638081B

    公开(公告)日:2023-03-24

    申请号:CN202111333061.6

    申请日:2021-11-11

    Abstract: 本申请提出一种核电设计软件模型评估系统,包括:EMDAP方法电子化流程、各类PIRT工作模版、试验数据库。EMDAP方法电子化流程,用于指导各步骤的完成并记录其完成情况;各类PIRT工作模板,用于辅助EMDAP方法电子化流程中各步骤的执行;试验数据库包括基于试验台架信息表和工况信息表进行存储的试验数据,用于核电设计软件评估矩阵的生成及软件评估应用。由此,可依据EMDAP方法的要求建立模型评价的方法及技术规范,指导核电设计软件的模型评估过程,操作方便,并且该系统中试验数据库和内置模板,可以支持多种程序的评估。另外,由于试验数据库中的试验数据是基于试验台架信息表和工况信息表进行存储的,因此,可以方便用户和评估系统本身检索和显示。

    一种牛顿-拉弗森算法的子通道求解方法

    公开(公告)号:CN111723451B

    公开(公告)日:2023-01-24

    申请号:CN201910160716.0

    申请日:2019-03-04

    Abstract: 本发明公开了一种牛顿‑拉弗森算法的子通道求解方法,包括:进入第一个轴向层;通过对轴向动量方程、横向动量方程得到轴向压降与流量的关系式以及横向压差与流量的关系式;将关系式代入给定的质量守恒方程得到关于当前轴向层压降的方程组;根据方程组得到当前轴向层各通道的压降;更新得到当前轴向层的轴向流量和横向流量;逐层计算各通道的压降并更新下层的轴向流量和横向流量,直至更新到堆芯出口;由堆芯出口的压力自下而上反推出各控制体压力,根据各控制体压力和能量守恒方程得到关于全场控制体焓的方程组;求解得到焓,并更新物理变量;判断是否收敛,如果收敛则退出。本发明具有如下优点:可以增加的求解效率以及稳定性。

    基于Newton-Raphson求解器的热工水力模型的耦合方法、装置及设备

    公开(公告)号:CN117290642B

    公开(公告)日:2024-09-17

    申请号:CN202211332231.3

    申请日:2022-10-28

    Abstract: 本公开提出一种基于Newton‑Raphson求解器的热工水力模型的耦合方法、装置、电子设备及介质。具体方案为:确定热工水力模型中控制体的目标离散动量方程和目标离散质能方程,并根据Newton‑Raphson求解器的求解特性,对目标离散动量方程进行变换处理,以构建耦合处节点间的速度压力关系,再对目标离散质能方程进行变换处理,在耦合节点处形成初始质能残差方程,再对初始质能残差方程进行目标处理,以获取目标修订项以及初始压力矩阵,再根据速度压力关系,目标修订项以及初始压力矩阵,确定目标压力矩阵,再对目标压力矩阵进行求解,以获取目标参数,通过本公开,能够正确计算真实核电厂反应堆堆芯及主回路的瞬态响应,能给出精细的压力容器内流场、温度场分布的目标参数。

    核电厂安全分析方法及系统

    公开(公告)号:CN111723450B

    公开(公告)日:2024-07-02

    申请号:CN201910160709.0

    申请日:2019-03-04

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂安全分析方法及系统。其中,核电厂安全分析方法,包括:建立网格模型,并设定网格模型的初始条件和边界条件,其中,网格模型至少包括边界和控制体;根据网格模型、初始条件和边界条件,通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式,并得到临时速度;根据速度与压力之间的表达式和临时速度,通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量;根据主变量求解所需的辅助变量,并基于主变量和辅助变量对核电厂进行安全分析。本发明的核电厂安全分析方法能实现核电厂热工水力现象的模拟,具有计算结果准确、可靠的优点,从而在核电厂的安全分析中,提供可靠的参考。

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