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公开(公告)号：CN115017785B
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202210552853.0
申请日：2022-05-21
申请人： 西安交通大学 , 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/25 , G06F111/10
摘要： 一种核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法，步骤如下：针对压水堆，基于燃料组件的加工制造参数和堆芯运行给出的乏燃料组件运行历史数据，对乏燃料组件的焚烧和衰变过程进行详细数值模拟，获得精细的核素成分及其随时间的变化过程，该方法直接使用目前精细核数据库，通过轴向逐层分析法分析三维乏燃料组件，在每一层，称之为栅格，都直接采用非均匀一步法的中子‑光子输运与核素燃耗的高阶耦合分析技术，能分析方形和六边形的燃料组件，能分析棒状、板状、环状、套管状等形式的燃料，能分析功率水平、硼浓度、燃料慢化剂温度、可燃毒物拔除、控制棒插入和抽出等多种运行历史。
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公开(公告)号：CN117877775A
公开(公告)日：2024-04-12
申请号：CN202410052865.6
申请日：2024-01-12
申请人： 西安交通大学 , 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C17/00 , G06F30/25 , G06F16/901 , G06F119/08
摘要： 本发明公开了一种压水堆燃料组件核素成分在线精确重构方法，针对压水堆，根据燃料组件几何参数、材料参数、燃料组件全寿期中的运行历史数据，对燃料组件运行历史进行精确跟踪模拟，并在线重构计算获得不同运行历史时刻的精确核素成分；该方法采用精细的燃耗数据库、精确的燃料组件一步法非均匀中子输运计算、精确的堆芯三维中子扩散计算、精确的堆芯全微观燃耗计算技术，可以实现真实功率水平、燃料温度、慢化剂温度、硼浓度、堆芯冷却剂流量、毒物历史、控制棒移动历史下的燃料组件核素成分在线精确重构计算。
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公开(公告)号：CN115017785A
公开(公告)日：2022-09-06
申请号：CN202210552853.0
申请日：2022-05-21
申请人： 西安交通大学 , 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G06F30/25 , G06F111/10
摘要： 一种核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法，步骤如下：针对压水堆，基于燃料组件的加工制造参数和堆芯运行给出的乏燃料组件运行历史数据，对乏燃料组件的焚烧和衰变过程进行详细数值模拟，获得精细的核素成分及其随时间的变化过程，该方法直接使用目前精细核数据库，通过轴向逐层分析法分析三维乏燃料组件，在每一层，称之为栅格，都直接采用非均匀一步法的中子‑光子输运与核素燃耗的高阶耦合分析技术，能分析方形和六边形的燃料组件，能分析棒状、板状、环状、套管状等形式的燃料，能分析功率水平、硼浓度、燃料慢化剂温度、可燃毒物拔除、控制棒插入和抽出等多种运行历史。
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公开(公告)号：CN118733950A
公开(公告)日：2024-10-01
申请号：CN202410717170.5
申请日：2024-06-04
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开一种小型堆全寿期慢化剂温度系数的快速估算方法及装置，该方法包括：S1，计算待分析的SiC包壳小型堆与现有的Zr包壳小型堆的燃耗深度为BU0时，在工况0下的慢化剂温度系数差D0；S2，基于慢化剂温度系数差D0，计算待分析的SiC包壳小型堆与现有的Zr包壳小型堆的等效系数B；S3，根据等效系数B，计算待分析的SiC包壳小型堆与现有的Zr包壳小型堆的燃耗深度为BU1时，在工况1下的慢化剂温度系数差D1；S4，基于慢化剂温度系数差D1，计算得到待分析的SiC包壳的小型堆的燃耗深度为BU1时，在工况1下的慢化剂温度系数MTC1。本发明可快速估算出SiC包壳的小型堆全寿期的慢化剂温度系数，打破现有技术中对程序建模的限制。
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公开(公告)号：CN118053604A
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202410190659.1
申请日：2024-02-20
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明公开一种控制棒棒位的探测方法、装置及电子设备，属于核反应堆工程技术领域。探测方法包括：采集反应堆当前的探测器信号；根据探测器信号、预设的参数化谐波集和探测器响应矩阵构造探测器响应方程；通过搜索棒位以最小化探测器响应方程的残差，预测当前的控制棒棒位。该探测方法可解决相关技术中存在的依靠少量的堆外探测器信号，无法准确、快速地探测出当前控制棒棒位的问题。
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公开(公告)号：CN111751866B
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202010411599.3
申请日：2020-05-15
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G01T3/00
摘要： 本发明涉及一种基于中子符合计数的溶液系统钚浓度估算方法及监测系统，通过采用三维蒙特卡罗程序计算修正因子，对“点模型”方程组进行中子吸收效应的修正、(α,n)中子与裂变中子能谱差异的修正、诱发裂变中子与自发裂变中子探测效率差异的修正，使得改进的“点模型”方程组的中子符合计数计算结果能够准确反映铀钚溶液系统外中子探测系统中子符合计数的测量结果，从而可以较为准确的预测估算铀钚溶液系统的钚浓度。该种方法实现了对铀钚溶液系统钚浓度的非破坏性监测分析，是一种先进的、具有工程可行性的溶液系统钚浓度估算方法。
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公开(公告)号：CN115985405A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211624309.9
申请日：2022-12-15
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种确定后处理厂溶液系统铀钚同位素成分假定的方法，根据后处理厂的处理对象，确定处理对象的组件参数、辐照历史参数，进而确定临界安全分析用核素成分计算参数的保守组合，开展不同控制棒插入状态的核素成分计算，建立核素成分数据库，结合不同堆型乏燃料组件需考虑的辐照历史中控制棒插入范围、处理对象保守的组件轴向燃耗分布，确定满足铀钚同位素成分假定的不同初始富集度乏燃料组件平均燃耗限值，根据与不同初始富集度的乏燃料组件平均燃耗的范围及分布进行对比后调整迭代分析，使在确定的铀钚同位素成分假定及其对应乏燃料组件平均燃耗限值下，后处理厂刚好能够处理绝大多数的乏燃料组件，尽可能地提高临界安全设计的经济性。
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公开(公告)号：CN115312212A
公开(公告)日：2022-11-08
申请号：CN202211005390.2
申请日：2022-08-22
申请人： 中国核电工程有限公司
IPC分类号： G21C9/033
摘要： 本发明公开一种卧式临界装置的紧急停堆保护系统，包括若干个用于流通中子毒物溶液的停堆保护单元，每个停堆保护单元包括毒物通道、贮存箱、以及接收箱，所述毒物通道穿设于卧式临界装置的堆芯结构中，所述贮存箱与所述毒物通道的一端相连，并处于所述堆芯结构的上方，所述接收箱与所述毒物通道的另一端相连，并处于所述堆芯结构的下方，贮存箱用于存放中子毒物溶液，并在触发紧急停堆保护时将所述中子毒物溶液流入到毒物通道中，接收箱用于在完成紧急停堆保护后接收毒物通道流出的中子毒物溶液。本发明还公开一种卧式临界装置。本发明中的紧急停堆保护系统能够在不显著增加卧式临界装置高度的情况下，实现卧式临界装置的非能动紧急停堆保护。
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公开(公告)号：CN115238220A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210651739.3
申请日：2022-06-10
申请人： 中国核电工程有限公司
摘要： 本发明涉及一种最小临界事故源项确定方法，属于临界事故源项设置领域，通过分别确定最小裂变次数Vmin、最小平均裂变中子数Nmin以及厂房中各个设备的中子或光子最小的泄漏率Dmin，以得到最小临界事故下对应的泄漏中子或光子数DN，结合最小临界事故下对应的泄漏中子或光子数DN以及所述最小临界事故源项的能谱，得到最小临界事故下对应的泄漏源项。采用本发明公开的一种最小临界事故源项确定方法，能够确定出相对包络的最小临界事故源项，能够囊括较多工况下的临界事故源项，降低了临界识别的漏报率，是准确进行临界事故识别及报警的先决条件，为工作人员的健康和安全防护提供有利保证。
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