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公开(公告)号：CN119311999A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507040.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F17/13 , G06F30/18 , G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供了一种热管启动计算方法、仿真装置及可读介质。其中热管启动计算方法包括：建立热管热阻网络模型，所述热管热阻网络模型中的蒸气腔被划分为多个节点控制体，相邻节点控制体之间通过热阻连接；基于热阻网络法计算每个节点控制体的温度；逐个判断节点控制体的温度是否超过热管启动温度，如果是，将所述节点控制体设置为启动状态，如果否，将所述节点控制体设置为未启动状态，并修改未启动状态的节点控制体之间的热阻来控制热管内部的热流量传递过程。
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公开(公告)号：CN119312655A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311512206.8
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/27 , G06N3/08 , G06F18/2135 , G06F18/23 , G06F18/2431 , G06F18/27 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供了一种用于固态堆芯的温度仪表位置的确定方法和温度场预测模型的训练方法。其中，温度仪表位置的确定方法包括：根据固态堆芯设计方案确定允许布置温度仪表的坐标范围；在所述坐标范围内，按系统抽样选取p个仪表坐标，p为大于1的整数；计算每个仪表坐标的重要度；选取重要度较高的仪表作为温度仪表的布置位置。温度场预测模型的训练方法包括，训练损失函数包括对堆芯温度场特征向量的回归损失项和判断是否触发安全保护的分类损失项。本发明针对固体堆芯温度梯度大、可测位置有限的问题，提出通过深度学习神经网络模型评价仪表坐标重要度的方法，筛选出对温度场预测较为重要的仪表坐标，并训练形成对相应的温度场预测模型。
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公开(公告)号：CN119311244A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507169.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆系统分析软件的数据结构设计方法，包括：根据热管微堆结构和数据含义对系统分析软件中涉及的数据变量按类别进行划分；根据所述类别构建全局数据，通过映射建立所述全局数据对应的本地数据；设计所述全局数据与所述本地数据的数据流，所述数据流包括：在进行每一步瞬态计算前，将所述全局数据中的数据拷贝至所述本地数据；对所述本地数据中的数据进行计算，获得下一时间步的数据；将下一时间步的数据传回所述全局数据。
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公开(公告)号：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号：CN119314710A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509849.7
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆系统及其使用方法，其中，系统包括热管反应堆堆芯、热管、主热交换器和热电转换系统；热管的蒸发段插入热管反应堆堆芯，热管的冷凝段插入主热交换器中，热电转换系统与主热交换器连接；主热交换器包括主热传输进风口、主热传输出风口、余热排出进风口和余热排出排风口；热管反应堆正常运行下，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为关闭，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为打开带走堆芯热量；正常启停堆及事故工况下，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为关闭，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为打开以带走堆芯剩余热量。
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公开(公告)号：CN119312037A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507151.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/20 , G21C17/00 , G06F18/213 , G06Q10/063 , G06Q50/26
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆的事故清单确定方法，包括：基于确定论安全分析方法对热管反应堆各个部件失效导致的关键安全功能影响进行分析，得到确定论的事故清单；将热管反应堆分为多个子系统，采用故障模式和影响分析方法识别每个子系统的潜在失效模式，所述子系统包括堆芯、主热传输系统、反应性控制转鼓驱动机构、安全停堆棒驱动机构、热电转换系统、非能动余热排出系统、电气系统、控制和保护系统；基于概率论安全分析方法分析每个潜在失效模式可能产生的始发事件；对所述始发事件进行分组，得到概率论的始发事件清单；根据所述确定论的事故清单和所述概率论的始发事件清单确定最终的事故清单。
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公开(公告)号：CN115289396B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202210911947.2
申请日：2022-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种减轻容器内下插管道破口事故后果的装置及方法，包括：入口段、水平段、弯曲段和竖直段依次设置；所述入口段的出口处设置入射喷嘴，所述水平段的入口处设置喇叭口结构，所述弯曲段的出口处设置喷嘴，所述竖直段管道内设置多级喷嘴；使得当发生破口事故时，向环境损失的工质更多为系统内的高温汽相而非液相，本发明装置的结构能够大大减缓容器内液位的下降速度，同时加快容器卸压的速度，减轻事故后果，提供全系统的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN119322730A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311510179.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F11/3668 , G06F30/20 , G16C20/10
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的物理模型的试验验证方法，包括：接收在系统分析程序的应用参数范围内开展试验得到的若干组试验工况的试验输入参数和试验输出结果，所述系统分析程序包括多个物理模型；计算试验输出结果的不确定度；根据所述不确定度和所述试验输出结果计算保守输出结果；将所述试验输入参数导入程序验证系统，所述程序验证系统根据所述试验输入参数调用对应的物理模型的程序模块代码，得到程序输出结果；将所述程序输出结果与所述保守输出结果进行比较，如果输出偏差小于用户设置的可接受值，则所述物理模型验证通过。
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