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公开(公告)号：CN112420226B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011301061.3
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形气冷器，以及环形气冷器入口电动阀和出口电动阀；将气冷管内的热气体作为上升段，下降腔内的冷气体为下降段，依靠冷热气体的密度差和位差在环形气冷器和换热装置之间形成自然循环流动换热，从而在堆芯正常停堆或事故停堆后，实现安全、可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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公开(公告)号：CN113946954A
公开(公告)日：2022-01-18
申请号：CN202111199604.X
申请日：2021-10-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 张明 , 邓坚 , 余红星 , 刘余 , 邓纯锐 , 陈亮 , 何晓强 , 丁书华 , 张吉斌 , 邹志强 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 卢川 , 杨洪润 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F111/10
Abstract: 本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物出现分层，则根据各分层的密度计算熔融池的瞬态结构。与现有的只计算熔融物完全迁移到下腔室形成终态熔融池后的稳态结构获取方法相比，本发明可以给出熔融物在迁移过程中在下腔室内形成熔融池的瞬态结构形态，从而更准确地评价整个严重事故过程中实施压力容器外部冷却措施时压力容器的完整性。
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公开(公告)号：CN111916236A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010680623.3
申请日：2020-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 李松蔚 , 邓坚 , 曾未 , 刘松涛 , 宋丹戎 , 余红星 , 冉旭 , 李峰 , 鲜麟 , 张丹 , 周科 , 刘余 , 邹志强 , 彭欢欢 , 杨韵佳 , 何晓强 , 陆雅哲 , 习蒙蒙
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种配备循环回路的模块式氢气燃爆实验研究系统及方法，该系统包括筒状试验本体和数据测量子系统，试验本体包括若干个模块式承压筒体，各个模块式承压筒体依次串联并相通；每个模块式承压筒体内设置有若干测量点，各个测量点均与数据测量子系统电连接；试验本体内一端设有点火装置，各个模块式承压筒体内均设有若干环状孔板扰流阵列；还包括气体注入子系统、抽真空子系统、气体循环子系统，气体注入子系统连通试验本体的一侧，试验本体的另一侧连通抽真空子系统；气体循环子系统连通试验本体，形成气体闭式循环回路。本发明系统设计具有模块式设计特征，装配简单，火焰燃烧速度测量精度高的特点。
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公开(公告)号：CN111916233A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010812012.X
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种小型压水堆非能动与能动相结合的安全注射系统及其使用方法，本发明包括设置在安全壳内的非能动安全注射系统和能动安全注射系统；非能动安全注射系统利用高度差和密度差将非能动安全注射水箱中的水注入到反应堆压力容器，用于提供高压注射；能动安全注射系统采用安全注射泵从堆坑蓄水池中取水，注入反应堆压力容器，用于提供低压注射。本发明可以实现高、中、低压等不同压力范围需求的全面覆盖，实现安全注射功能的多样性与可靠性，实现系统结构的简化设置，提升小型压水堆核电厂的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN111508623A
公开(公告)日：2020-08-07
申请号：CN202010356287.7
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111128410A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911407679.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: G21C1/32 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于核反应堆技术领域，具体涉及一种热管反应堆系统及其能量转换方式，包括：反应堆基体111、热管组3、保温层4、电磁泵5、换热器108、回热器110、压缩机111、系统空气入口端113、透平109和系统能量输出端112；所述反应堆基体110内设置有热管组3，所述热管组3上设置有保温层4、电磁泵5和换热器108，所述换热器108上部还设置有换热器出口106和换热器入口107，所述换热器出口106通过透平109与系统能量输出端112连接；所述换热器入口107与回热器110一端连接，所述回热器110另一端通过压缩机111与系统空气入口端113连接。
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公开(公告)号：CN111076579A
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201911407692.0
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域，具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法，包括：电源、电磁泵和热管202，所述电磁泵环套在热管202的外表面，电源连接电磁泵；所述热管202还包括：热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7；所述热管包壳4内部为热管中心气腔6；热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5；热管包壳4的外部中部设置有保温层7；所述电磁泵还包括：电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204；所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204；所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号：CN110727920A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201910887222.2
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种基于分组法的CHF关系式DNBR限值统计学确定方法。1、采集获取燃料组件的CHF实验数据；2、获得实验烧毁点位置的M/P数据；3、进行Bartlett检验；4、在通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；5、采用Epps-Pulley检验法进行正态分布检验；6、利用Owen准则确定DNBR限值；7、分别进行W-M-W检验、K-W单边方差分析；8、确定自由分布的单边95/95限值，并获得DNBR限值；9、在未通过Bartlett检验后，进行数据均值的均质性检验；10、进行数据分组检验；11、确定DNBR限值；该方法能够获得严密、精确又相对保守的CHF关系式DNBR限值，能够为CHF关系式开发和CHF实验数据评价计算关键参量，为核安全部门提供最关心的设计限值。
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公开(公告)号：CN119740362A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411752483.0
申请日：2024-12-02
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种基于优化算法的系统程序模型校准方法和装置，涉及计算机技术领域。该方法包括建立系统程序模型；读卡程序读入输入卡，记录整理参数信息；判断是否有参数优化指令；通过结果评价、关键部件参数选取、优化算法优化参数实现系统程序模型的自动化校准，最终提高系统分析程序模型(简称系统程序模型)的计算准确度。
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公开(公告)号：CN115049014B
公开(公告)日：2025-01-24
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F18/2433 , G06N3/0475 , G06N3/045 , G06N3/094
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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