-
公开(公告)号：CN112613158A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如实再现实际相关的物理过程并反映系统的物理现象。
-
公开(公告)号：CN112613240B
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202011346210.8
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及一种用于严重事故下安全壳内流动分析的计算方法，包括如下步骤：1、获取安全壳流动分析计算所需参数并初始化；2、根据参数建立流动方程；3、计算重力压头；4、进行压力线性化；5、利用准Newton迭代法求解动量方程；6、根据预测的新时刻速度求解流道空泡数；7、根据空泡数修正预测速度以得到新时刻速度；8、根据新时刻速度确定流道上、下游；9、根据新时刻速度求解质量、能量增量。本发明为针对严重事故下安全壳内流动分析问题，提出了一种基于集总参数法的动量方程计算方法，可准确并且快速的求解安全壳内流动情况，进而得到安全壳内由流动引起的质量能量变化情况，为安全壳内其他严重事故现象的分析打下基础。
-
公开(公告)号：CN113866045A
公开(公告)日：2021-12-31
申请号：CN202110984782.7
申请日：2021-08-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种非接触式高温熔体基础物性测量装置及方法，装置包括调温及悬浮系统、温度测量系统、熔体运动及形态光学测量系统、定点负压投送系统、装置框架本体平台；调温及悬浮系统使样品悬浮并达到预设温度条件；温度测量系统测量样品的温度数据；熔体运动及形态光学测量系统用于高温熔体的轮廓成像，并据此推算样品在高温熔体状态下的密度、粘性系数和表面张力系数；定点负压投送系统用于将样品送入预定悬浮位置。方法主要包括样品预处理，程序编制，系统调节设定，样品悬浮，样品控温，激励加载，各传感器测量，数据分析，样品后处理等步骤。本发明能够通过非接触式的控制和信号采集方式进行高温熔体密度、粘性系数、表面张力系数等物理量的测量。
-
公开(公告)号：CN113866045B
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202110984782.7
申请日：2021-08-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种非接触式高温熔体基础物性测量装置及方法，装置包括调温及悬浮系统、温度测量系统、熔体运动及形态光学测量系统、定点负压投送系统、装置框架本体平台；调温及悬浮系统使样品悬浮并达到预设温度条件；温度测量系统测量样品的温度数据；熔体运动及形态光学测量系统用于高温熔体的轮廓成像，并据此推算样品在高温熔体状态下的密度、粘性系数和表面张力系数；定点负压投送系统用于将样品送入预定悬浮位置。方法主要包括样品预处理，程序编制，系统调节设定，样品悬浮，样品控温，激励加载，各传感器测量，数据分析，样品后处理等步骤。本发明能够通过非接触式的控制和信号采集方式进行高温熔体密度、粘性系数、表面张力系数等物理量的测量。
-
公开(公告)号：CN113539529A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113539529B
公开(公告)日：2023-11-14
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
-
公开(公告)号：CN114169096A
公开(公告)日：2022-03-11
申请号：CN202111470073.3
申请日：2021-12-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/17 , G06F30/18 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/14 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种管道解耦位置响应谱的生成方法，包括：对主管道进行谱分析，得到主管道系统与支管道系统的解耦位置在每一阶模态下的相关参数；根据式(1)计算得到解耦位置在主管道系统第i阶模态时的加速度响应；将解耦位置在主管道系统各阶模态时的加速度响应进行叠加，得到解耦位置总的加速度响应；设置不同的支管道系统频率，以形成解耦位置的响应谱。相应地，还提供一种管道解耦位置响应谱的生成装置、支管道系统的抗震分析方法及系统。该方法可用于将得到的解耦位置的响应谱作为支管道系统的解耦点输入载荷条件对支管道系统进行抗震分析，使得抗震分析结果与实际情况更吻合，从而提高抗震分析的准确度。
-
公开(公告)号：CN114169096B
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202111470073.3
申请日：2021-12-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/17 , G06F30/18 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F113/14 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种管道解耦位置响应谱的生成方法，包括：对主管道进行谱分析，得到主管道系统与支管道系统的解耦位置在每一阶模态下的相关参数；根据式(1)计算得到解耦位置在主管道系统第i阶模态时的加速度响应；将解耦位置在主管道系统各阶模态时的加速度响应进行叠加，得到解耦位置总的加速度响应；设置不同的支管道系统频率，以形成解耦位置的响应谱。相应地，还提供一种管道解耦位置响应谱的生成装置、支管道系统的抗震分析方法及系统。该方法可用于将得到的解耦位置的响应谱作为支管道系统的解耦点输入载荷条件对支管道系统进行抗震分析，使得抗震分析结果与实际情况更吻合，从而提高抗震分析的准确度。
-
公开(公告)号：CN112613158B
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如(56)对比文件肖红;曹志伟;冯英杰;杨志义;朱建敏.基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析.清华大学学报(自然科学版).2018,(11),全文.孔夏明;王苇;孟海波;刘现星;陈保同.蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究.原子能科学技术.2013,(12),全文.
-
公开(公告)号：CN112613240A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011346210.8
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及一种用于严重事故下安全壳内流动分析的计算方法，包括如下步骤：1、获取安全壳流动分析计算所需参数并初始化；2、根据参数建立流动方程；3、计算重力压头；4、进行压力线性化；5、利用准Newton迭代法求解动量方程；6、根据预测的新时刻速度求解流道空泡数；7、根据空泡数修正预测速度以得到新时刻速度；8、根据新时刻速度确定流道上、下游；9、根据新时刻速度求解质量、能量增量。本发明为针对严重事故下安全壳内流动分析问题，提出了一种基于集总参数法的动量方程计算方法，可准确并且快速的求解安全壳内流动情况，进而得到安全壳内由流动引起的质量能量变化情况，为安全壳内其他严重事故现象的分析打下基础。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
10
records
(took 0.046 seconds)
