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公开(公告)号：CN110600153A
公开(公告)日：2019-12-20
申请号：CN201910886937.6
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种蒸汽管道隔离阀常关的非能动余热排出系统及方法，包括蒸汽管线、凝水管线、位于蒸汽管线上的蒸汽管道隔离阀、位于凝水管线上的凝水管道隔离阀，所述蒸汽管线与凝水管线之间设置换热器，还包括位于蒸汽管道隔离阀与换热器之间的水封，所述水封与蒸汽管道隔离阀之间设置恒压装置。本发明用以解决现有技术中非能动余热排出系统的蒸汽管道隔离阀需要常开，其内始终充满高温高压的蒸汽，不仅对管道布置要求极高，而且存在严重的蒸汽管道破裂隐患的问题，实现在非能动系统未投运时系统蒸汽管道与主蒸汽管道的有效隔离，降低管道布置的难度和蒸汽管道破裂事故的风险，使得非能动余热排出系统可以应用于改进型核电机组的目的。
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公开(公告)号：CN110415849A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910717175.7
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；本系统提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN119692226A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411673751.X
申请日：2024-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 崔怀明 , 唐传宝 , 辛素芳 , 黄代顺 , 陈建达 , 李翔宇 , 卢毅力 , 陈飞飞 , 张渝 , 曹锐 , 罗双 , 张明 , 王晨琳 , 刘同先 , 张喜林 , 陈仕龙 , 王啸宇 , 钟睿诚 , 熊夫睿
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F119/06
Abstract: 本发明提供了一种核电厂快速降功率瞬态分析方法及装置，包括：在稳态工况下参数稳定的基础上，针对快速降功率系统投入的瞬态过程进行瞬态计算；根据第一预设参数的变化情况，获取停堆保护信号、大气释放阀开启信号和蒸汽发生器安全阀开启信号的触发情况；若触发停堆保护信号、大气释放阀开启信号或蒸汽发生器安全阀开启信号，则增加快速降功率的功率下降幅度，直至确保甩负荷瞬态过程中不再触发停堆保护信号、大气释放阀开启信号和蒸汽发生器安全阀开启信号中任一信号。本发明通过在瞬态过程中投入快速降功率系统，并有效评价瞬态过程中保护系统的触发情况，以解决现有技术中存在的如何通过减少多余的蒸汽以减小冷凝器的尺寸的技术问题。
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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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公开(公告)号：CN114038589B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202111327389.7
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 黄代顺 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 刘丽莉 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC: G21C15/18 , G21C15/02 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自然循环流道；保温层外侧、第一混凝土墙与安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；堆腔隔间、保温层流道和自然循环流道连通；第二混凝土墙与安全壳混凝土墙侧面形成外侧隔间，第二混凝土墙上部与安全壳混凝土墙顶面之前形成安全壳隔间；保温层流道的出口标高高于第一混凝土墙的标高，第二混凝土墙的标高高于保温层流道的出口标高。本发明提升了核反应堆的安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116595703A
公开(公告)日：2023-08-15
申请号：CN202211633262.2
申请日：2022-12-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 黄代顺 , 张明 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 杜娟 , 郑斌 , 余晓菲 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC: G06F30/20 , G06Q10/0639 , G06Q50/26 , G06F119/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆安全评价技术领域，具体公开一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法：利用严重事故系统计算得到热工失效评价输入参数；利用熔融池分层模型、熔融物的成分和质量，确定熔融池的结构；针对熔融池结构计算熔融池内传热；根据熔融池内传热获得压力容器外壁面热流密度；将外壁面热流密度值与相同位置处值比较，判断下封头是否发生热工失效；对压力容器下封头材料进行静载荷、高温蠕变和快速断裂分析；将参数与极限值进行比较，判断下封头是否发生力学失效；根据分析判断核堆腔注水冷却措施的有效性。本发明的方法能够准确、全面地评价严重事故工况下实施堆腔注水冷却措施时压力容器下封头的完整性。
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公开(公告)号：CN116313174A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211720649.1
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 黄代顺 , 卢毅力 , 崔怀明 , 鲜麟 , 李峰 , 杨帆 , 程坤 , 陈宏霞 , 杨韵佳 , 周科 , 陆雅哲 , 初晓 , 方红宇 , 习蒙蒙 , 徐青蓝 , 陈果 , 张舒 , 吴鹏 , 吴广皓 , 蔡容 , 王晨阳
IPC: G21C15/18
Abstract: 本申请属于压水堆核电厂技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂余热排出系统及方法；该系统，包括：设置于蒸汽发生器二次侧的正常给水系统、能动辅助给水系统、非能动余热排出系统；该系统，采用非能动排热系统和能动排热系统相结合的运行方案，能够保证堆芯在不同事故下的安全性，为核电厂不同运行模式和事故工况下提供了多样性的排热措施，保证了核电厂排出堆芯余热的安全功能，从而提高了核电厂的整体安全水平。
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公开(公告)号：CN115588523A
公开(公告)日：2023-01-10
申请号：CN202211146798.1
申请日：2022-09-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于压水堆核电厂事故分析技术领域，具体涉及一种水密实条件下的复杂两相排放载荷分析方法。本发明包括如下步骤：步骤1、开展造成系统水密实条件下的事故分析，获得稳压器安全阀流量曲线，并判定相对恶劣的初因事件；步骤2、通过稳压器安全阀流量曲线，进行水密实条件下排放过程热工水力分析，获取稳压器安全阀下游排放管道内的参量；步骤3、根据排放管道内的参量，获得排放管线上所有管道的载荷时程曲线。本发明能够评价反应堆系统在发生安注泵误动作、余热排出泵误动作等会导致系统出现水密实工况下时，系统的安全性以及设计的合理性，为应力分析提供载荷输入条件，为管道、支撑、阀门布置等的优化设计提供技术支持。
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公开(公告)号：CN115048797A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210736275.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨韵佳 , 黄代顺 , 张渝 , 卢毅力 , 崔怀明 , 李峰 , 鲜麟 , 周科 , 张舒 , 吴鹏 , 陈宏霞 , 吴广皓 , 马誉高 , 喻娜 , 杨帆 , 陆雅哲 , 习蒙蒙 , 初晓 , 蔡容 , 程坤
Abstract: 本发明公开了非能动余热排出系统的优化策略生成方法、装置及介质，包括：针对压水堆核电厂，形成非能动余热排出系统的基准事故清单；根据所述基准事故清单中不同事故类型，明确不同事故的排热措施应能达到的目标效果；并基于所述目标效果确定影响非能动余热排出系统优化的限制性工况；根据所述限制性工况，建立非能动余热排出系统的自动优化策略模型；对所述非能动余热排出系统的自动优化策略模型进行求解，生成非能动余热排出系统的优化策略方案集合；根据所述优化策略方案集合，得到最优策略方案。本发明采用智能优化算法对非能动余热排出系统进行自动优化设计，以缩短产品的研发周期，充分挖掘设计裕量，提高了策略优化生成效率。
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公开(公告)号：CN111540485A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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