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公开(公告)号：CN112259267A
公开(公告)日：2021-01-22
申请号：CN202011130806.4
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105 , G21C19/20
Abstract: 本发明公开了核反应堆探测器组件拆除装置。该装置首先利用大小车组件粗定位至待拆除探测器组件上方，再利用视觉对中装置精定位至待拆除探测器组件正上方，然后将探测器组件抓具吊运至大小车组件上，并将探测器组件从堆内构件中抽拔至预定高度，剪切卷绕装置将探测器组件剪断，低放段在吊车配合下由探测器组件抓具吊运并存储至低放容器中；高放段由剪切卷绕装置卷绕成多层绕卷并存储在暂存容器中；存满四个后，整体转运至高放存储容器中；待全部拆除完成后，将高放存储容器转运至乏燃料水池中。设备可靠性好、效率高、操作简单、辐射防护性能良好。
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公开(公告)号：CN112201375A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202011132891.8
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核反应堆探测器组件拆除用主轴平移卷绕机构和使用方法，设置在外框体(307)内的开合滑轨(315)，沿开合滑轨(315)滑动装配的左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)；还包括设置在外框体(307)内的整体平移滑轨(303)，沿整体平移滑轨(303)滑动装配的整体平移框架(314)；左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)均同时与整体平移框架(314)联动装配；还包括连接于整体平移框架(314)并控制整体平移驱动组件沿整体平移滑轨(303)平移的整体平移驱动组件(301)；还包括连接于左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)并控制左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)沿开合滑轨(315)相向或相反方向运动的开合驱动组件。
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公开(公告)号：CN111540483A
公开(公告)日：2020-08-14
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：CN107767976A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201710977661.3
申请日：2017-10-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105
CPC classification number: G21C19/105 , G21C19/02
Abstract: 本发明公开了一种探测器组件拆除工艺及其专用拆除设备，移动大小车组件下放抓具，抓取拆除探测器组件后提升抓具，剪切缩容组件夹住探测器组件并将探测器组件剪断；探测器组件端部放入低放废物容器内；剪切缩容组件内部卷绕模块带动探测器组件旋转，探测器组件在剪切缩容组件作用下从导向结构中抽出，卷绕后的探测器组件成柱状卷盘并下落至暂存容器内；重复上述动作拆除同组其它探测器组件；拆完后移动大小车组件，将探测器组件绕卷落入高放容器内；重复上述动作继续拆除其它组探测器组件；全部探测器组件拆除完毕后，将部件恢复至原存放位置。本发明整个拔出过程工艺设计合理，缩短了操作时间，利用换料水池内水的屏蔽，达到良好的辐射防护。
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公开(公告)号：CN113436768B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202110697102.3
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 张晓华 , 陈宏霞 , 蔡容 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域，具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法，包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值，简单、合理、准确，指导操作员正确调节和维持稳压器水位，解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113421676B
公开(公告)日：2022-05-10
申请号：CN202110676889.5
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 钱立波 , 陈伟 , 张晓华 , 吴丹 , 陈宏霞 , 杨帆 , 朱加良 , 何鹏 , 周科 , 吴鹏 , 初晓
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。
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公开(公告)号：CN112259267B
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN202011130806.4
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/02 , G21C19/105 , G21C19/20
Abstract: 本发明公开了核反应堆探测器组件拆除装置。该装置首先利用大小车组件粗定位至待拆除探测器组件上方，再利用视觉对中装置精定位至待拆除探测器组件正上方，然后将探测器组件抓具吊运至大小车组件上，并将探测器组件从堆内构件中抽拔至预定高度，剪切卷绕装置将探测器组件剪断，低放段在吊车配合下由探测器组件抓具吊运并存储至低放容器中；高放段由剪切卷绕装置卷绕成多层绕卷并存储在暂存容器中；存满四个后，整体转运至高放存储容器中；待全部拆除完成后，将高放存储容器转运至乏燃料水池中。设备可靠性好、效率高、操作简单、辐射防护性能良好。
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公开(公告)号：CN112418642B
公开(公告)日：2022-03-11
申请号：CN202011294867.4
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06K9/62 , G06F30/20 , G21C15/18 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；S2：计算并确定初始事件的发生频率；S3：结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；S4：采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。
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公开(公告)号：CN111540487B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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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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