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公开(公告)号：CN111524623B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010362597.X
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压力容器安全系统技术领域，具体涉及一种稳压器安全阀定值和排布方法，所采用的技术方案是：包括以下步骤：假定n组安全阀的定值；根据超压情况下安全阀开启对下游管道造成的载荷大小，确定n组安全阀开启的时间间隔；对n组安全阀的所有排布方式，进行排放载荷测试；从排放载荷测试的结果中，挑选出能够将排放流量峰错开的安全阀定值和排布方式；从而同时确定稳压器安全阀的定值和排布方式。能够确保反应堆系统在发生超压事故下的安全性，以及稳压器排放管线和相关支撑在发生阀门误开启事故时所受载荷和应力在可承受范围之内；能够用于三代压水堆核电厂(站)以及军用核动力装置的稳压器安全阀定值的确定和排布。
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公开(公告)号：CN111540483B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412147.7
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。
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公开(公告)号：CN113972016A
公开(公告)日：2022-01-25
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
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公开(公告)号：CN113536537A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
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公开(公告)号：CN109977598A
公开(公告)日：2019-07-05
申请号：CN201910280875.4
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 吴丹 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 杜思佳 , 李喆 , 高颖贤 , 王新军 , 王杰 , 申亚欧 , 何晓强 , 陈伟 , 辛素芳 , 李仲春 , 黄涛 , 王静卉 , 钱立波 , 钟明君 , 袁红胜
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了针对阀下游排放管的载荷分析模型构建方法和分析方法，为了计算获得排放载荷，需要首先进行初始和边界条件设定、然后进行热工水力分析、最后将热工水力分析结果通过高效便捷的方法转换为载荷。其中，比较关键的技术点在于：热工水力分析过程中关键模型的选取以及怎样将热工水力分析结果通过一定的手段转换为载荷结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109448873A
公开(公告)日：2019-03-08
申请号：CN201811475499.6
申请日：2018-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种改进型安注箱，包括壳体，所述壳体顶部设置有进气管，所述壳体内设置有立管，所述立管顶端为开口端，所述立管的底端为封闭端，立管的封闭端上设置有排液管，所述排液管连通立管内部和壳体外部，所述立管的侧壁上从上至下开设有多个通孔。本发明的立管本身能够起到阻尼器的作用，同时立管上设置的通孔能够起到小管的作用，所以本发明无需设置阻尼器和小管，仅用立管便能实现自适应调节流量的功能，大幅简化了安注箱的结构，便于装置制造和维修；立管上自上至下设置的多个通孔使得在冷却剂液位下降的整个过程中，安注箱输出的冷却剂流量是逐渐稳定下降的，显著地提高了安注箱运行的可靠性。
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公开(公告)号：CN105913883B
公开(公告)日：2017-12-15
申请号：CN201610521035.9
申请日：2016-07-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了反应堆非能动堆芯熔融物余热排出系统，其特征在于：包括贴附在压力容器下封头上的压力容器下封头余热换热器、设置在冷却环境中的辐射换热器，压力容器下封头余热换热器通过工质回流管道与辐射换热器内部连通，压力容器下封头余热换热器还通过工质蒸汽上升管道与辐射换热器内部连通，压力容器下封头余热换热器还连通有高位工质贮存箱。
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公开(公告)号：CN119418964A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411310197.9
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进堆芯系统和补水方法，属于反应堆设备技术领域，包括堆芯压力系统和至少两个安注系统，安注系统包括补水机构和注水机构。本发明通过补水容器内的出水管上自上至下设置的多组过水孔达到自动调节流量的作用，使补水容器输送至压力容器的冷却液流量与需求更匹配，提高补水的持续性，大大延长了补水容器的作用时间，从而降低系统压力，确保在补水容器缺水前可以使低压注水机构投入运行，即降低了低压注水泵的投入压力，结构简单，延长了非能动注入的作用时间，降低了事故初始阶段对应急电源的依赖，同时降低对泵流量和压头的需求，显著提高了安注系统可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN114199908B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111518799.X
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N23/12
Abstract: 本发明公开了碱金属热管相分布测量装置和方法，测量装置包括射线源、射线准直器和闪烁体探测器；所述射线源和闪烁体探测器分别置于碱金属热管径向的两端，所述射线源和接收闪烁体探测器分别用于发射伽马射线；所述射线准直器设置在射线源的前端，用于调整伽马射线的束流强度。本发明所述测量装置能够实现对碱金属热管的气液两相分布测量。
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公开(公告)号：CN115331858B
公开(公告)日：2024-12-17
申请号：CN202210980908.8
申请日：2022-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统，首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS，控制了破损SG二次侧的放射性释放；然后通过对一回路进行持续降温降压，确保了一回路能够达到足够的过冷度和水装量；再通过控制HPMT的注水流量使破损SG的一次侧和二次侧的压力达到初步平衡，从而稳定核电厂状态，终止破损SG一次侧的放射性冷却机向二次侧泄漏；最后将一回路冷却至冷停堆状态，从而形成了一套科学合理的SGTR事故的应对方法，能够有效应对基于非能动应急堆芯冷却系统和二次侧非能动余热排出系统的压水堆核电厂SGTR事故，拓展了核电厂SGTR事故处理的应对范围。
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