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。

    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:CN117290642A

    公开(公告)日:2023-12-26

    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。

    基于大破口失水事故特征参数的重要度分析方法和装置

    公开(公告)号:CN119474732A

    公开(公告)日:2025-02-18

    申请号:CN202411544406.6

    申请日:2024-10-31

    Abstract: 本发明关于一种基于大破口失水事故特征参数的重要度分析方法和装置,所述方法包括:构建目标核电站的堆型稳态仿真模型和大破口失水事故的瞬态模型;根据事故验收准则、事故响应程序表、事故序列和核电站系统响应确定特征参数;基于模型的参数范围生成多组随机样本,并利用多组随机样本作为输入条件,结合特征参数,构建涵盖事故在多种工况下的事故特征数据库;根据模型仿真数据,结合多种工况下的特征参数数据,构建事故在不同工况下特征参数之间的目标代理模型;基于目标代理模型的响应分析,对目标代理模型中特征参数的重要度进行分析,并按照其对事故响应的影响程度进行排序。该方法可以更好地保障核电站的安全运行。

    反应堆压力容器流动换热性能测试系统

    公开(公告)号:CN117831804A

    公开(公告)日:2024-04-05

    申请号:CN202211196931.4

    申请日:2022-09-28

    Abstract: 本发明公开了一种反应堆压力容器流动换热性能测试系统,包括过冷水注入模块、两相汽液混合物注入模块和试验模块,试验模块包括压力容器堆芯模拟体和下降段模拟体;过冷水注入模块与试验模块相连,用于向试验模块注入过冷水,两相汽液混合物注入模块与试验模块相连,用于向试验模块注入饱和汽液混合物以模拟事故工况。本发明提出的反应堆压力容器流动换热性能测试系统填补了相关技术中测试系统无法开展大破口事故中低压喷放及再灌水阶段堆芯换热性能试验研究的空白,主要用于大破口事故中低压喷放和再灌水阶段堆芯换热性能研究,还可以开展高压喷放、再淹没及长期冷却等阶段反应堆堆芯内流动换热行为研究。

    基于RELAP5的压水堆网格节点划分方法

    公开(公告)号:CN115618620A

    公开(公告)日:2023-01-17

    申请号:CN202211319903.7

    申请日:2022-10-26

    Abstract: 本发明公开基于RELAP5的压水堆网格节点划分方法,包括S1:首先对建模对象进行第一数据收集,然后对建模对象进行节点划分,得到节点信息,节点信息包括管件标号、控制体个数;S2:将步骤S1得到的节点信息导入到RELAP5的Input卡中,形成控制体信息;S3:将步骤S2得到的Input卡中的控制体信息添加到RELAP5系统程序中运行,得出控制体参数随时间的变化数据;S4:将控制体参数随时间的变化数据写入Result卡进行显示。本发明能够在得到建模对象几何参数、运行参数等条件下,方便快捷得到所需的节点划分结果,提高节点划分效率。

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