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[发明专利]一种模块式高温气冷堆堆内功率探测模型-CN202111545003.X有效
发明人：张晓斌;张冀兰;洪伟;杨加东;魏文斌;刘华;柯海鹏;蒋勇 -专利权人：华能核能技术研究院有限公司
申请日： 2021-12-16 - 公布日： 2023-05-16 - 主分类号： G21C17/10 文献下载
摘要：本申请提出一种模块式高温气冷堆堆内功率探测模型，包括反应堆压力容器，探测管和堆芯核测驱动装置，所述探测管设置在所述反应堆压力容器内的高温气冷堆的堆芯处，所述探测管内设置有堆芯核测探头，所述堆芯核测驱动装置与所述堆芯核测探头连接，用于驱动所述堆芯核测探头在所述探测管中上下移动能够避免反应堆堆芯顶部燃料聚集，实现对堆内轴向功率密度最高点的有效监测，保障堆芯安全。
一种模块高温气冷堆堆功率探测模型

[发明专利]核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法-CN202211342394.X在审
发明人：吴宇婷;袁昭君;商超皓;程艳花;梁凯雯;李秋白;冯英杰;熊昆 -专利权人：中广核研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2022-10-31 - 公布日： 2023-01-31 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本申请涉及一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。方法包括：获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；获取核热系统程序及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；在堆芯计算程序与核热系统程序初始时刻轴向功率偏差一致时，获取堆芯计算程序及核热系统程序中子学参数；将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致；根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。采用本方法能够有效反映导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的堆芯计算程序功率分布结果。
核电厂导致相互作用事故瞬态分析方法

[发明专利]降低核数据相关计算不确定度方法、装置、设备及介质-CN202111246965.5有效
发明人：吴屈;彭星杰;娄磊;周冰燕;王星博;巨海涛;王金雨;柴晓明;余红星 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-10-26 - 公布日： 2023-09-26 - 主分类号： G06F17/16 文献下载
摘要：本发明公开了降低核数据相关计算不确定度方法、装置、设备及介质，包括对目标工业堆芯与若干个临界物理实验进行核数据相关的敏感性分析，得到所有堆芯的物理响应参数对所有核数据的敏感性系数；形成目标工业堆芯的物理响应参数对核数据的敏感性向量，以及各个临界物理实验的敏感性向量；根据所有核数据构建相对协方差矩阵，结合所述敏感性向量得到目标工业堆芯以及临界物理实验的核数据相关不确定度；计算目标工业堆芯与临界物理实验之间的相似性系数和实验之间的相关性因子；根据相似性系数和相关性因子，计算目标堆芯的核数据相关后验及后验的核数据相关不确定度。本发明可以充分利用临界物理实验数据，且规避了核数据调整过程。
降低数据相关计算不确定方法装置设备介质

[发明专利]压水堆核电厂低运行模式下压力容器水位监测方法及装置-CN202211591995.4在审
发明人：王振营;石艳明;黄宇;周诗情;刘海青;刘琉;胡明信;孙晨 -专利权人：深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2022-12-12 - 公布日： 2023-06-06 - 主分类号： G21C17/022 文献下载
摘要：本发明公开了压水堆核电厂低运行模式下压力容器水位监测方法及装置，该方法基于同一反应堆水池状态，包括以下步骤：获取基准工况下测得的第一堆芯核中子通量水平；获取不同压力容器水位下降工况下测得的第二堆芯核中子通量水平；计算第二堆芯核中子通量水平与第一堆芯核中子通量水平的比值，得到不同压力容器水位下的放大因子；根据不同压力容器水位及其对应的放大因子，拟合生成监测公式；根据监测公式，将实际测得的堆芯核中子通量水平转化为压力容器水位本发明可实现对压力容器水位的连续测量，为监测事故后堆芯冷却状态提供重要依据，以确保能够及时、准确、方便地对堆芯冷却状态做出正确诊断，进而选择合适的事故运行策略。
压水堆核电厂运行模式压力容器水位监测方法装置

[发明专利]压水堆核电厂压力容器内空泡份额测量方法及装置-CN202211591585.X在审
发明人：王振营;石艳明;黄宇;周诗情;刘海青;张建文;胡明信;孙晨 -专利权人：深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2022-12-12 - 公布日： 2023-03-14 - 主分类号： G21C17/108 文献下载
摘要：本发明公开了压水堆核电厂压力容器内空泡份额测量方法及装置，包括以下步骤：获取基准工况下测得的第一堆芯核中子通量水平；获取不同压力容器内空泡份额升高工况下测得的第二堆芯核中子通量水平；计算第二堆芯核中子通量水平与第一堆芯核中子通量水平的比值，得到不同压力容器内空泡份额下的放大因子；根据不同压力容器内空泡份额及其对应的放大因子，拟合生成测量公式；根据测量公式，将实际测得的堆芯核中子通量水平转化为压力容器内空泡份额。本发明可实现事故后压力容器内空泡份额的测量，能够及时、准确地对堆芯冷却状态做出正确诊断，进而选择合适的事故运行策略和确定合适的应急行动水平，有效地限制事故后果。
压水堆核电厂压力容器空泡份额测量方法装置

[发明专利]堆芯核测仪表的安装方法-CN201811148168.1有效
发明人：杨田力;邓强;罗彪;张百勤 -专利权人：中国核工业第五建设有限公司
申请日： 2018-09-29 - 公布日： 2022-03-11 - 主分类号： B66D3/04 文献下载
摘要：本发明的目的在于提供一种堆芯核测仪表的安装方法，使用吊装装置，用于吊装堆芯核测仪表，吊装装置包括：吊具，用于布置堆芯核测仪表；吊挂构件，用于吊挂吊具；滑轮，连接吊挂构件；安全绳，安全绳的一端连接吊具，另一端连接吊挂构件通过使用该安装方法，可以有效地保证堆芯核测仪表的安装质量和施工效率。
堆芯核测仪表安装方法

[发明专利]高温气冷堆功率控制方法及系统-CN201110328271.6有效
发明人：董哲;黄晓津;张作义;吴宗鑫 -专利权人：清华大学
申请日： 2011-10-25 - 公布日： 2012-04-11 - 主分类号： G21C7/36 文献下载
摘要：本发明公开了一种高温气冷堆功率控制方法及系统，涉及核能科学与工程技术领域，该方法包括：S1：设置核功率控制器参数和堆芯出口热氦温度控制器参数；S2：所述堆芯出口热氦温度控制器根据堆芯出口热氦温度测量值与所述堆芯出口热氦温度参考值之间的偏差，通过计算获得相对核功率参考值的修正；所述核功率控制器根据由堆芯相对中子通量密度测量值和所述相对堆芯中子通量密度参考值之间的偏差通过计算给出驱动控制棒运动的棒速信号。本发明通过实时获取高温气冷堆的堆芯出口热氦温度测量值和堆芯相对中子通量密度测量值，并对测量值进行相应的计算，获得驱动控制棒运动的棒速信号，以实现高温气冷堆功率控制。
高温气冷功率控制方法系统

[发明专利]核热推进反应堆的堆芯参数确定方法及装置-CN202010796899.8有效
发明人：柴翔;李卫;刘晓晶;熊进标;张滕飞 -专利权人：上海交通大学
申请日： 2020-08-10 - 公布日： 2022-11-22 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明提供了一种核热推进反应堆的堆芯参数确定方法及装置，涉及核热推进技术领域，该方法包括：获取核热推进反应堆的流固耦合传热模型；获取满足飞行器性能约束的目标动力参数，并基于目标动力参数对流固耦合传热模型进行传热计算得到满足热工约束的多组设计参数；其中，每组设计参数中包括几何参数及热工参数；基于多组设计参数进行中子学建模及物理分析，得到满足中子物理约束的目标几何参数及目标热工参数；将目标动力参数、目标热工参数及目标几何参数作为核热反应堆的堆芯设计参数本发明能够提升对低富集度浓缩铀核热推进反应堆中堆芯参数设计的可靠性。
推进反应堆参数确定方法装置

[发明专利]一种核反应堆堆芯核热耦合分析方法-CN202110331425.0有效
发明人：王明军;霍雨辰;余浩;田文喜;秋穗正;苏光辉 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2021-03-29 - 公布日： 2022-10-28 - 主分类号： G06F30/23 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆堆芯核热耦合分析方法，步骤如下：1、根据堆芯几何结构构建网格模型；2、建立物理热工双向反馈模型，包括热工‑物理数据传递模型和物理‑热工数据传递模型；3、根据网格模型和反馈模型，建立核热耦合计算方法：根据热工参数和少群宏观截面库更新堆芯宏观截面；基于有限体积法，根据堆芯宏观截面求解少群中子扩散方程，得到堆芯中子通量分布；将中子通量分布转化为堆芯热源分布；基于多孔介质方法和燃料棒温度求解方法，对堆芯进行热工水力计算本发明可以实现核反应堆堆芯核高精度稳态热耦合分析，得到堆芯实际热工水力参数及中子动力学参数分布结果。
一种核反应堆堆芯核热耦合分析方法

[发明专利]一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法-CN202010999624.4有效
发明人：李昂;郝腾飞;杜超;周健;司峰伟;钱仲悠;滕良鹏;陈理江;丁针挺;刘晶;石浩宇;赵一凡;金岚岚 -专利权人：三门核电有限公司
申请日： 2020-09-22 - 公布日： 2022-07-05 - 主分类号： G21C17/10 文献下载
摘要：一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法，属于核电站堆芯安全技术领域。本发明的系统包括总功率、AFD获取模块，用于获取当前时刻电厂系统中的热功率和AFD数据；上、下部堆芯平均功率计算模块，用于根据总功率、AFD获取模块获取的数据计算得出上部和下部堆芯平均功率；未校准核测功率获取模块，用于获取当前时刻堆外上部和下部未校准核测功率；校准因子计算模块，用于根据上、下部堆芯平均功率计算模块得出的数据和未校准核测功率获取模块的数据计算堆外上部和下部通道象限功率倾斜比校准因子。本发明能够及时有效地校准堆外象限功率倾斜比，确保机组的稳定运行。
一种平均象限功率倾斜校准系统方法

[发明专利]一种钠冷快堆堆芯核热耦合方法-CN202310472223.7在审
发明人：田文喜;董正阳;王明军;孙林;章静;张大林;秋穗正;苏光辉 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2023-04-27 - 公布日： 2023-07-28 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种钠冷快堆堆芯核热耦合方法，步骤如下：1、建立堆芯材料截面库模型；2、建立中子扩散计算分析模型；3、建立功率分布计算模型；4、建立燃料棒导热计算模型与冷却剂流动换热模型；5、建立钠冷快堆堆芯核热耦合计算方法本发明方法针对钠冷快堆堆芯内几何结构进行简化，先通过中子扩散计算分析模型得到堆芯功率分布，再通过热工水力参数计算模型得到堆芯热工场分布，最后将多个物理模型耦合求解，实现钠冷快堆全堆芯核热耦合计算。该方法为求解钠冷快堆全堆芯精确的中子场与热工场分布提供了一种准确高效的计算流体力学方法。
一种钠冷快堆堆芯核热耦合方法

[发明专利]核反应堆超恶劣工况应急停堆散余热系统-CN201410446413.2在审
发明人：王进洋 -专利权人：王进洋
申请日： 2014-09-04 - 公布日： 2014-12-10 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：核反应堆超恶劣工况应急停堆散余热系统属于核安全领域。具有内置动力能源和核反应堆较强固有安全属性。是杜绝熔堆事故发生的技术。核反应堆处于超恶劣工况时采用弹射弹产生的强大压力实现应急、强行和及时停堆，并开启应急散余热系统给堆芯快速持续散余热确保堆芯安全。采用安全壳墙和顶内置管状水箱，容量可达三千立方米左右。同时采用冷却剂增压罐技术可满足停堆后堆芯散余热规律需要。最后采用浮力开启压力容器底部进水阀，实现堆芯冷却剂自然循环，以最佳状态持续散余热，从而确保堆芯安全。该发明所涉技术成熟，系国家核安全重大利益，应纳入核安全科研项目计划，结合具体核反应堆，遵从科研项目研制通用程序和规范即可实现。
核反应堆恶劣工况应急停堆散余热系统

[发明专利]一种高温气冷堆控制棒用核级碳化硼芯块制备方法-CN201610303243.1有效
发明人：李圆圆;刘海;杨静;潘小强;尹昌耕;黄卫东;喻冲 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2016-05-10 - 公布日： 2018-01-30 - 主分类号： G21C21/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种高温气冷堆控制棒用核级碳化硼芯块制备方法，以核级碳化硼粉为原料，经混料、烘干、制粒、钢模成型、冷等静压处理、生坯加工、脱脂、烧结、机加工九步制得高温气冷堆控制棒用大尺寸核级碳化硼芯块，可批量化，近净尺寸制备出大尺寸碳化硼芯块，用无压烧结工艺代替热压工艺，解决了核级大尺寸碳化硼芯块生产成本高与效率低的问题，可直接用于高温气冷堆控制棒用碳化硼芯块的生产。
一种高温气冷控制棒用核级碳化硼芯块制备方法

[发明专利]一种堆芯核测插头内插针取出工具及取出方法-CN201711111594.3在审
发明人：徐东;浦绍俭;祁勋;沈鼎;刘堃;孙勇;眭海军;马孝龙;尹江辉;袁屹昆;陶明驹;李袁鹏;冷凌峰 -专利权人：江苏核电有限公司
申请日： 2017-11-13 - 公布日： 2018-11-02 - 主分类号： H01R43/20 文献下载
摘要：本发明属于核电站反应堆堆芯参数测量技术领域，具体涉及一种堆芯核测插头内插针取出工具及取出方法。本发明的堆芯核测插头内插针取出工具，包括推针支承件、推针引导管、推针、推针支承底座和推针防脱卡件，可在堆芯核测插头内插针进行预防性及纠正性维修时使用，插针取出过程非常便捷，且不会损坏插针本身及安装插孔。
堆芯推针插头核测内插取出工具取出插针核电站反应堆安装插孔参数测量防脱卡件支承底座引导管预防性支承件维修纠正

[实用新型]一种堆芯核测插头内插针取出工具-CN201721503723.9有效
发明人：徐东;浦绍俭;祁勋;沈鼎;刘堃;孙勇;眭海军;马孝龙;尹江辉;袁屹昆;陶明驹;李袁鹏;冷凌峰 -专利权人：江苏核电有限公司
申请日： 2017-11-13 - 公布日： 2018-06-22 - 主分类号： H01R43/20 文献下载
摘要：本实用新型属于核电站反应堆堆芯参数测量技术领域，具体涉及一种堆芯核测插头内插针取出工具。本实用新型的堆芯核测插头内插针取出工具，包括推针支承件、推针引导管、推针、推针支承底座和推针防脱卡件，可在堆芯核测插头内插针进行预防性及纠正性维修时使用，插针取出过程非常便捷，且不会损坏插针本身及安装插孔
堆芯推针插头核测内插取出工具本实用新型插针核电站反应堆安装插孔参数测量防脱卡件支承底座引导管预防性支承件取出维修纠正

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