CN108875207B - 一种核反应堆优化设计方法及系统 - Google Patents

一种核反应堆优化设计方法及系统 Download PDF

Info

Publication number
CN108875207B
CN108875207B CN201810622268.7A CN201810622268A CN108875207B CN 108875207 B CN108875207 B CN 108875207B CN 201810622268 A CN201810622268 A CN 201810622268A CN 108875207 B CN108875207 B CN 108875207B
Authority
CN
China
Prior art keywords
parameter
value
variable
output variable
input
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201810622268.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN108875207A (zh
Inventor
李文淮
丁鹏
段承杰
石康丽
李莎
郝俊伟
仇若翔
刘宇浩
石秀安
林继铭
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd, Lingdong Nuclear Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201810622268.7A priority Critical patent/CN108875207B/zh
Publication of CN108875207A publication Critical patent/CN108875207A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108875207B publication Critical patent/CN108875207B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/10Geometric CAD
    • G06F30/17Mechanical parametric or variational design

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Pure & Applied Mathematics (AREA)
  • Mathematical Optimization (AREA)
  • Mathematical Analysis (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Computational Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Feedback Control In General (AREA)

Abstract

本发明提供一种核反应堆优化设计方法及系统,所述方法包括建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值;将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值。本发明通过软件与参数建立关联,通过设定业务逻辑自动迭代运算数据,解决了现有技术导致的,反应堆设计迭代量大、依靠人工频繁的设计迭代和设计变更引起的人因失误的问题。

Description

一种核反应堆优化设计方法及系统
技术领域
本发明涉及核技术领域,尤其涉及一种核反应堆优化设计方法及系统。
背景技术
核反应堆的设计方案的产生,是核反应堆的工程建设和安全利用的重要环节和前提条件。
目前反应堆设计过程中,都是各设计专业(如安分、热工、物理、屏蔽、燃料、设备等)根据专有软件进行单独设计,其设计结果通过人工提资和文档传递形式完成设计接口和设计耦合工作。该耦合形式将导致效率低下和迭代缓慢等缺点。特别是新堆型研发和设计时,大量的人力都浪费到耦合设计迭代工作上。
在新堆型设计中,大量的人力资源浪费到沟通、文档和协调管理、以及无效迭代设计上。常出现上游专业提出设计变更后下游专业进行紧急迭代,最后由于下游设计参数不合理,需要上游重新进行迭代修改的案例。根源在于上游专业在设计时,没有考虑到各下游专业的设计影响。上下游专业难以通过一套简单高效的软件来进行分析设计,因此上游专业很难深入了解或理解下游专业的关键设计参数。
目前集团自主研发设计的新堆型,包括小型压水堆(如ACPR50s)或者三代大型压水堆(如HPR1000)或者第四代的铅基快堆、ADS驱动次临界堆(如ADANES)等,都会在概念设计及初步设计阶段涉及大量的耦合迭代工作。大量的设计变更和设计迭代,只能通过原始的人工突击和工作负荷增加的形式,完成概念设计和初步设计的各类设计任务。这不仅造成了项目运行本身包括进度控制和质量控制的风险,更可能造成项目成员的抵触情绪。上下游来回无效的设计迭代,是造成了工作流程复杂和潜在设计质量事故的重要推手。
反应堆的设计优化迭代工作量巨大,耗时且繁琐,需要投入大量的设计迭代计算,却难以获得最佳设计方案。随着先进反应堆的应用场景不断变化,其设计要求不断提高,诸如经济性要求、安全性要求和外部体积容量和便捷运输性等。在特定限制条件下,仅凭已有的反应堆设计经验,很难在短时间内高效地设计出合理的反应堆优化方案。此外,依靠人工频繁的设计迭代和设计变更所引起的人因失误,也是工程设计上导致设计进度延误和设计质量偏差的重要来源。
发明内容
为解决上述技术问题,本发明提供一种核反应堆优化设计方法及系统。
本发明提供的一种核反应堆优化设计方法,所述方法包括:
建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值;
将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;
建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;
根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值。
进一步地,所述将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值之前还包括步骤:
对参数表进行多线程加锁。
进一步地,所述方法还包括:
从软件被第二次调用开始,根据预设的次数或者时间循环执行根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
进一步地,所述建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接的步骤具体为:
定位参数在参数表中的位置;
根据所述参数在参数表中的位置为参数设置标签,所述标签与所述参数在参数表中的位置关联;
当输入变量、输出变量与参数为同一参数时,将输入变量、输出变量与标签关联,形成输入变量、输出变量与参数的对等连接。
进一步地,所述方法还包括:
定义输入变量的范围和类型;
设置输出变量的限制范围;
根据所述输入变量和所述输出变量建立优化目标函数;
求解所述优化目标函数的极值;
将所述优化目标函数极值时输入变量的值迭代至与输入变量对等连接的参数的值,根据所述优化目标函数极值时输入变量的值,计算出优化目标函数极值时输出变量的值。
进一步地,所述方法还包括:
将输入变量的初始值输入所有软件进行运算,得到输出变量基准值;
定义输入变量的预设偏差以及预设偏差与输入变量的关系;
根据所述输入变量的初始值、所述输入变量与所述预设偏差关系,随机产生的预设数量的多组输入变量值;
将随机产生的预设数量的多组输入变量值输入到与包含所述输入变量的软件进行运算,得到多组输出变量值;
根据所述多组输出变量值以及所述输出变量基准值计算出输出变量的随机扰动。
进一步地,所述方法还包括:
根据优化目标函数极值时输出变量的值、输出变量的随机扰动,形成最佳的输出变量的值。
本发明提供的一种核反应堆优化设计系统,所述系统包括:
建表单元,用于建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值;
解析单元,用于将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;
建链单元,用于建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;
第一运算单元,用于根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值。
进一步地,所述系统还包括:
锁定单元,用于在建表单元建表后对参数表进行多线程加锁。
进一步地,所述系统还包括:
第二运算单元,用于从软件被第二次调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
实施本发明,具有如下有益效果:
本发明通过软件与参数建立关联,通过设定业务逻辑自动迭代运算数据,解决了现有技术导致的,反应堆设计迭代量大、依靠人工频繁的设计迭代和设计变更引起的人因失误的问题。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例提供的核反应堆优化设计方法的流程图。
图2是本发明实施例提供的参数表与输入输出变量建立关系示意图。
图3是本发明实施例提供的核反应堆优化设计方法的流程图。
图4是本发明实施例提供的获取输出变量的随机扰动方法的流程图。
图5是本发明实施例提供的形成最佳的输出变量的值的方法的示意图。
图6是本发明实施例提供的核反应堆优化设计系统的结构图。
具体实施方式
本专利核心内容为,建立参数表,建立参数表中参数与软件输入输出的连接关系,在需要多次迭代计算中自动实行迭代,减少了大量运算和迭代过程的出错,以下结合附图和实施例对该方法和系统具体实施方式做进一步说明。
下面将详细描述本发明提供的一种核反应堆优化设计方法的实施例。
如图1所示,本发明实施例提供了一种核反应堆优化设计方法,所述方法包括:
步骤S101、建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值。
需要说明的是,核反应堆涉及大量参数,建立核反应堆参数表可以采用EXCEL表格,也可以是其他形式的表格,参数的值会被填写进入表格,参数与参数的值对应。
上述参数根据物理量的用途和物理意义,包括两种类型:物理参量和响应参数,物理参量为核反应堆设计过程中采用的包括几何图形、结构、材料、密度、流量流速等;响应参数为核反应堆软件设计计算获取的各种指标性参数,如有效增殖系数keff,堆芯三维功率分布等。
各个物理参数之间并不一定是独立的,有可能相互依存或者相互限制。
步骤S102、将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值。
本步骤的目的是,通过各软件的输入卡上的内容解析出输入变量和所述输入变量的初始值,这里初始值的意思是人为赋予的,还没有经过软件的运算迭代;通过对输出解析可以得到输出变量。
步骤S103、建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接。
在本实施例中,实现S103的具体步骤包括:
定位参数在参数表中的位置;
根据所述参数在参数表中的位置为参数设置标签,所述标签与所述参数在参数表中的位置关联;
当输入变量、输出变量与参数为同一参数时,将输入变量、输出变量与标签关联,形成输入变量、输出变量与参数的对等连接。
上述步骤的目的是为了让输入变量、输出变量与参数建立对等连接,为后续步骤在进行软件运算时输入变量从参数表中读取数据,进行软件运行后,将输出变量写入对应参数,根据软件运行的逻辑与顺序,实现输入变量、输出变量的自我迭代。
在该步骤之后,可以对参数表进行多线程加锁,进行多线程加锁的目的是为了保证后续计算过程中多个软件的输出变量为同一参数时,在同一时间段只能由加锁对应的软件来进行该输出变量的值的更新;防止多个软件调用同一参数造成混乱。
步骤S104、根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值。
上述方法实现了通过读取输入卡上输入变量和输入变量的初始值,调用软件计算得到输出变量并迭代更换参数表中的参数,这里仅仅首次调用软件才使用读取输入卡上获取的输入变量和输入变量的初始值,软件被调用后,会通过计数器来记下软件运行的次数;为了使得运算结果更加精确,该方法还包括:
从软件被第二次调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
在软件被第二调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中获取该输入变量对应的参数的值,通过软件运算后得到输出变量的值迭代到参数表中,然后再从参数表中获取输入变量对应的参数,再次经过软件运算后得到输出变量的值迭代到参数表中,对上述步骤进行多次循环迭代计算,可以提高运算的准确程度,迭代次数满足预设的次数或者时间即可;上述步骤包括根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
如图2所示,本发明实施例提供了参数表与输入输出变量建立关系方法,首先定位参数在参数表中的位置,例如参数值为35的该参数的位置定位第二排第四列,根据参数在参数表中的位置为参数设置标签,所述标签与参数在参数表中的位置关联,位置在第二排第四列的参数与标签1关联。
输入变量、输出变量从另外一个角度又可以划分为物理参量和响应参数,例如物理参量1表示材料,表中第二排第四列的参数也表示材料,则物理参量1与表中第二排第四列的参数为同一参数时,通过标签1的关联,物理参量1和参数材料建立对等连接,物理参量1即可以是输入变量,也可以是输出变量,因此当输入变量、输出变量与参数为同一参数时,将输入变量、输出变量与标签关联,形成输入变量、输出变量与参数的对等连接。
如图3所示,本发明实施例提供了核反应堆优化设计方法,所述方法包括:
步骤S301、定义输入变量的范围和类型。
在本实施例中,输入变量的类型包括连续型的数值、离散的数值和离散的字符串常量。比较常见的输入变量几何图形、结构、材料、密度、流量流速等。
步骤S302、设置输出变量的限制范围。
在本实施例中,典型的限制范围包括反应堆物理及热工设计准则和限值、事故分析及检验准则等,例如(1)满足换料寿命的特定循环长度要求,即循环末期的有效增殖系数大于1;(2)满足负的温度及功率的反应性系数;(3)满足功率分布形状和峰值的限制;(4)满足一定的增殖比范围;(5)满足反应性控制的需要,例如停堆深度;(6)满足燃料芯块温度限制。
步骤S303、根据所述输入变量和所述输出变量建立优化目标函数。
在本实施例中,优化目标函数是为了满足核反应堆体积最小f{[X]}→min,输入变量为[X]=[x1,x2,...,xn]T,n=19,输出变量的限制范围为gj{[X]}≤0,(j=1,2,...,k),所述gj{[X]}为输出变量。
考虑迭代的高效性原则,定义一个包括限制范围的惩罚最优化问题为:
Figure BDA0001698332150000071
为了迭代初期考虑部分不符合限制的设计方案能够在后续的搜索中产生作用,Wi的取值将随着优化迭代的时间而越来越大,即在设计迭代中对于不符合项的惩罚愈来愈严格。
步骤S304、求解所述优化目标函数的极值。
以步骤S303建立的优化目标函数为例,求解优化目标函数的极值。
首先需要在输出变量的限制范围内随机给出优化目标函数,也就是核反应堆体积最小的预设数量N1个解,在N1个解中取出预设数量N2个解,本优化目标函数是为了获得核反应堆体积最小,那么N2个解为N1个解中数值较小的。
步骤S305、将所述优化目标函数极值时输入变量的值迭代至与输入变量对等连接的参数的值,根据所述优化目标函数极值时输入变量的值,计算出优化目标函数极值时输出变量的值。
针对每个输入变量,由N2个解求出N2个值得到统计分布曲线,根据所有输入变量的统计分布曲线,构造出优化目标函数的N2个新解,由N2个新解求出每个输入变量的N2个新值;针对同一输入变量,N2个新值统计分布需要和N2个值统计分布相近。
通过循环,直到迭代次数满足条件或者输入变量的值满足统计分布收敛。
将迭代次数满足条件或者输入变量的值满足统计分布收敛时,将输入变量的值迭代至与输入变量对等连接的参数的值。
将此时的输入变量的值输入到软件运算得到输出变量的值,称为优化目标函数极值时的输出变量的值。
如图4所示,本发明实施例提供了获取输出变量的随机扰动的方法,该方法包括:
步骤S401、将输入变量的初始值输入所有软件进行运算,得到输出变量基准值。
需要说明的是,这里所有软件进行运算符合预定的顺序。
步骤S402、定义输入变量的预设偏差以及预设偏差与输入变量的关系。
在本实施例中,预设偏差可以人为输入,也可以为预设在系统中,当然还需要定义预设偏差与输入变量的关系,可以是比输入变量大、也可以是比输入变量小,还可以是对输入变量成正态分布。
步骤S403、根据所述输入变量的初始值、所述输入变量与所述预设偏差关系,随机产生的预设数量的多组输入变量值。
需要说明的是,因为输入变量与预设偏差关系并非简单加减关系,可能限定为某范围或者呈某种分布,因此可以得到多组输入变量值。
步骤S404、将随机产生的预设数量的多组输入变量值输入到与包含所述输入变量的软件进行运算,得到多组输出变量值。
步骤S405、根据所述多组输出变量值以及所述输出变量基准值计算出输出变量的随机扰动。
需要说明的是,根据多组输出变量值以及输出变量基准值计算输出变量的随机扰动有多种方法,比较常见的方法有使用各输出变量分别减去变量基准值,然后将减法的计算结果进行平均得到随机扰动。
例如多组输出变量包括S1、S2、……、Sn,输出变量基准值为S,输出变量的随机扰动为
Figure BDA0001698332150000081
如图5所示,本发明实施例提供了形成最佳的输出变量的值的方法,包括:
如图3所示的方法得到了优化目标函数极值时输出变量的值,结合图4方式得到的输出变量的随机扰动,形成最佳的输出变量的值。优化目标函数极值和输出变量的随机扰动一般采用相加的方式来计算出最佳的输出变量的值,当然随机扰动本身可能是负数。
如图6所示,本发明实施例提供了核反应堆优化设计系统的结构,所述系统包括:
建表单元61,用于建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值;
解析单元62,用于将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;
建链单元63,用于建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;
第一运算单元64,用于根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值。
进一步地,所述系统还包括:
锁定单元,用于在建表单元建表后对参数表进行多线程加锁。
进一步地,所述系统还包括:
第二运算单元,用于从软件被第二次调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
实施本发明,具有如下有益效果:
本发明通过软件与参数建立关联,通过设定业务逻辑自动迭代运算数据,解决了现有技术导致的,反应堆设计迭代量大、依靠人工频繁的设计迭代和设计变更引起的人因失误的问题。
普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程,是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成,所述的程序可存储于一计算机可读取存储介质中,该程序在执行时,可包括如上述各方法的实施例的流程。其中,所述的存储介质可为磁碟、光盘、只读存储记忆体(Read-Only Memory,ROM)或随机存储记忆体(Random Access Memory,RAM)等。
以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明,不能认定本发明的具体实施只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明构思的前提下,还可以做出若干简单推演或替换,都应当视为属于本发明的保护范围。

Claims (9)

1.一种核反应堆优化设计方法,其特征在于,所述方法包括:
建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值,所述参数包括物理参量和响应参数;
将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;
建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;
根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值;
从软件被第二次调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值;
其中,所述建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接的具体步骤为:
定位参数在参数表中的位置;
根据所述参数在参数表中的位置为参数设置标签,所述标签与所述参数在参数表中的位置关联;
当输入变量、输出变量与参数为同一参数时,将输入变量、输出变量与标签关联,形成输入变量、输出变量与参数的对等连接。
2.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值之前还包括步骤:
对参数表进行多线程加锁。
3.如权利要求2所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
从软件被第二次调用开始,根据预设的次数或者时间循环执行根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
4.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
定义输入变量的范围和类型;
设置输出变量的限制范围;
根据所述输入变量和所述输出变量建立优化目标函数;
求解所述优化目标函数的极值;
将所述优化目标函数极值时输入变量的值迭代至与输入变量对等连接的参数的值,根据所述优化目标函数极值时输入变量的值,计算出优化目标函数极值时输出变量的值。
5.如权利要求4所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
将输入变量的初始值输入所有软件进行运算,得到输出变量基准值;
定义输入变量的预设偏差以及预设偏差与输入变量的关系;
根据所述输入变量的初始值、所述输入变量与所述预设偏差关系,随机产生的预设数量的多组输入变量值;
将随机产生的预设数量的多组输入变量值输入到与包含所述输入变量的软件进行运算,得到多组输出变量值;
根据所述多组输出变量值以及所述输出变量基准值计算出输出变量的随机扰动。
6.如权利要求5所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
根据优化目标函数极值时输出变量的值、输出变量的随机扰动,形成最佳的输出变量的值。
7.一种核反应堆优化设计系统,其特征在于,所述系统包括:
建表单元,用于建立核反应堆参数表,所述参数表包括参数和所述参数的值,所述参数包括物理参量和响应参数;
解析单元,用于将各软件的输入、输出进行解析,获取输入变量、输出变量及所述输入变量的初始值;
建链单元,用于建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接;
第一运算单元,用于根据预设的顺序调用软件,在被调用的软件第一次运行前,将输入变量的初始值输入到对应的软件进行运行得到输出变量的值,将输出变量的值通过所述输出变量与参数的对等连接迭代至参数表中参数的值;
第二运算单元,用于从软件被第二次调用开始,根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值;
其中,所述建链单元建立所述输入变量、输出变量与参数的对等连接具体包括:
定位参数在参数表中的位置;
根据所述参数在参数表中的位置为参数设置标签,所述标签与所述参数在参数表中的位置关联;
当输入变量、输出变量与参数为同一参数时,将输入变量、输出变量与标签关联,形成输入变量、输出变量与参数的对等连接。
8.如权利要求7所述的系统,其特征在于,所述系统还包括:
锁定单元,用于在建表单元建表后对参数表进行多线程加锁。
9.如权利要求8所述的系统,其特征在于,
所述第二运算单元,用于从软件被第二次调用开始,根据预设的次数或者时间循环执行根据被调用软件的输入变量从参数表中读取与所述输入变量对应的参数的值,将输入变量对应的参数的值输入到软件中进行运行得到输出变量的值,将所述输出变量的值迭代到与输出变量对应的参数的值。
CN201810622268.7A 2018-06-15 2018-06-15 一种核反应堆优化设计方法及系统 Active CN108875207B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810622268.7A CN108875207B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种核反应堆优化设计方法及系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201810622268.7A CN108875207B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种核反应堆优化设计方法及系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108875207A CN108875207A (zh) 2018-11-23
CN108875207B true CN108875207B (zh) 2022-11-11

Family

ID=64339415

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201810622268.7A Active CN108875207B (zh) 2018-06-15 2018-06-15 一种核反应堆优化设计方法及系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN108875207B (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112783476B (zh) * 2021-01-15 2022-02-22 中国核动力研究设计院 一种堆芯数值求解器易扩展软件系统、调用方法及终端
CN113919176B (zh) * 2021-10-28 2023-04-11 核工业西南物理研究院 聚变堆包层全堆氚增殖比的优化方法、装置、设备及介质
CN116029409A (zh) * 2022-09-21 2023-04-28 中广核研究院有限公司 核反应堆多参数优化方法、装置、计算机设备和存储介质

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1592873A (zh) * 2001-10-23 2005-03-09 布鲁克斯-普里自动控制公司 具有状态和模型参数估计的半导体批次控制系统
CN101847228A (zh) * 2010-03-29 2010-09-29 清华大学 基于流程模式的工作流静态规划方法
CN102412844A (zh) * 2011-11-02 2012-04-11 广州海格通信集团股份有限公司 一种ira类ldpc码的译码方法及译码装置
CN103631568A (zh) * 2013-12-20 2014-03-12 厦门大学 面向医学图像的多线程并行计算方法
CN104954181A (zh) * 2015-06-08 2015-09-30 北京集奥聚合网络技术有限公司 一种分布式集群设备故障预警方法
CN106698642A (zh) * 2016-12-29 2017-05-24 北京工业大学 一种污水处理过程多目标实时优化控制方法
CN106777832A (zh) * 2017-02-14 2017-05-31 中国科学院合肥物质科学研究院 一种数字反应堆
CN107194103A (zh) * 2017-06-07 2017-09-22 哈尔滨工程大学 一种基于3dsMax的核设施模型辐射场剂量仿真方法

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1592873A (zh) * 2001-10-23 2005-03-09 布鲁克斯-普里自动控制公司 具有状态和模型参数估计的半导体批次控制系统
CN101847228A (zh) * 2010-03-29 2010-09-29 清华大学 基于流程模式的工作流静态规划方法
CN102412844A (zh) * 2011-11-02 2012-04-11 广州海格通信集团股份有限公司 一种ira类ldpc码的译码方法及译码装置
CN103631568A (zh) * 2013-12-20 2014-03-12 厦门大学 面向医学图像的多线程并行计算方法
CN104954181A (zh) * 2015-06-08 2015-09-30 北京集奥聚合网络技术有限公司 一种分布式集群设备故障预警方法
CN106698642A (zh) * 2016-12-29 2017-05-24 北京工业大学 一种污水处理过程多目标实时优化控制方法
CN106777832A (zh) * 2017-02-14 2017-05-31 中国科学院合肥物质科学研究院 一种数字反应堆
CN107194103A (zh) * 2017-06-07 2017-09-22 哈尔滨工程大学 一种基于3dsMax的核设施模型辐射场剂量仿真方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Optimizing graph queries with graph joins and Sprinkle SPARQL;Eric L. Goodman等;《IEEE》;20150108;17-24 *
高速磁浮列车涡流制动控制研究;吴伟银等;《铁道机车车辆》;20090425(第02期);41-46 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN108875207A (zh) 2018-11-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108875207B (zh) 一种核反应堆优化设计方法及系统
US7574337B2 (en) Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
US8873698B2 (en) Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US9047995B2 (en) Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
Feng et al. Standardized verification of fuel cycle modeling
WO2023124414A1 (zh) 核反应堆设计方案优化方法、装置、计算机设备和介质
CN109359433B (zh) 一种堆芯换料设计的自动化方法
Kropaczek COPERNICUS: A multi-cycle optimization code for nuclear fuel based on parallel simulated annealing with mixing of states
Szilard et al. Industry application emergency core cooling system cladding acceptance criteria early demonstration
Margulis et al. Monte Carlo and nodal neutron physics calculations of the IAEA MTR benchmark using Serpent/DYN3D code system
Ferraro et al. Foreseen capabilities, bottlenecks identification and potential limitations of Serpent MC transport code in large-scale full 3-D burnup calculations
CN114004384A (zh) 一种项目进度偏差预警方法及装置
Tippayakul et al. Development of a practical Monte Carlo based fuel management system for the Penn State University Breazeale Research Reactor (PSBR)
Syed et al. Development of coupled neutron physics/thermal hydraulics system using OpenMC and RELAP5
CN113901029B (zh) 一种支持堆芯多专业计算软件的统一建模方法及系统
CN114840988B (zh) 压水堆堆芯自动建模方法
Kazaroff Validation of plant BUZZ operational data using Serpent-DYN3D sequence
CN113972659B (zh) 一种考虑随机潮流的储能配置方法及系统
Kropaczek Concept for multi-cycle nuclear fuel optimization based on parallel simulated annealing with mixing of states
Detkina Optimising BWR Spent Fuel Storage Using the Burnup Credit Method and Exploring Other Solutions for the Management of High-Level Waste
Antonopoulos et al. Management analysis of nuclear allocation for the generation of electricity
Eschbach et al. A System of Chained Computer Codes for Reactor Fuel Cycle Analysis
Fetuata Optimization of Burnable Poison Pattern Design
Deng et al. Practical Multi-Cycle Refueling Simulation of Stable Salt Reactors Based on REBUS Depletion Calculation
Sebestény et al. Automated group constant parameterization for low sample sizes using different Machine learning approaches

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant