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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：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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公开(公告)号：CN109215813A
公开(公告)日：2019-01-15
申请号：CN201811069759.X
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨帆 , 冉旭 , 黄代顺 , 张渝 , 夏榜样 , 喻娜 , 张丹 , 李峰 , 卢川 , 李松蔚 , 邱志方 , 鲜麟 , 张卓华 , 周科 , 彭传新 , 吴广皓 , 林欣茹 , 魏宗岚 , 陆雅哲 , 杨韵佳
IPC: G21C9/033
Abstract: 本发明公开了压水核反应堆套管型备用停堆系统及方法，所述停堆系统包括设置在压力容器内的套管式注入单元和设置在压力容器外部的停堆液循环系统，套管式注入单元包括内套管和设置在内套管外侧的外套管，停堆液循环系统包括可溶性中子毒物箱和去离子水箱，所述可溶性中子毒物箱和去离子水箱的排液端均通过管道与外套管连通，该管道上设置有循环泵，可溶性中子毒物箱和去离子水箱的进液端均通过管道与内套管连通，可溶性中子毒物箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀R1和回流阀R2，去离子水箱的排液端和进液端的管道上分别设置有出口阀W1和回流阀W2。本发明解决了现有的备用停堆系统导致液态中子吸收剂与一回路冷却剂发生掺混的问题。
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公开(公告)号：CN119691967A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411495103.X
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C15/18 , G21C15/243 , G06F111/04 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种安全注射系统的设计方法及装置、存储介质、计算机设备，主要在于解决如何在有限的空间下，设计满足浮动式反应堆既定安全目标的安全注射系统的问题，包括：构建包含水箱、隔离阀、泵和止回阀的单列安全注射方案，并建立相对应的单列故障树；基于单列故障树确定与单列安全注射方案相对应的第一系统失效概率。判断第一系统失效概率是否满足安全要求；若满足则将单列安全注射方案确定为安全注射系统设计方案；若不满足则基于多种连接方式构建多列安全注射方案，并分别建立与各个多列安全注射方案相对应的多列故障树；基于多列故障树确定第二系统失效概率；并基于第二系统失效概率从各个多列安全注射方案中确定安全注射系统设计方案。
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公开(公告)号：CN115985528A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202310078140.X
申请日：2023-01-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/22
Abstract: 本申请属于核反应堆技术领域，具体涉及一种预置压力式非能动备用停堆系统；该系统，包括：可溶性中子吸收毒物增压室和密封塞；可溶性中子吸收毒物增压室位于压力容器内堆芯的堆顶，可溶性中子吸收毒物增压室内装有可溶性中子吸收毒物，可溶性中子吸收毒物增压室下部设有通孔，通孔内通过密封塞与堆芯连接。该系统配置简单，没有对泵的依赖，设备布置对空间需求小。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112906201B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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公开(公告)号：CN111508623B
公开(公告)日：2022-07-15
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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公开(公告)号：CN111561690A
公开(公告)日：2020-08-21
申请号：CN202010418693.1
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法，所述控制方法包括以下步骤:S1、通过核电厂重要状态参数和设备状态情况判定事故发生原因；S2、根据判定的事故发生原因进行对应措施的排除故障操作；S3、若排除故障操作成功，则执行S31；若排除故障操作不成功，则执行S32；S31、选择完好态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作和排汽控制操作，直到达到冷停堆状态；S32、选择故障态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作，直到达到冷停堆状态。
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公开(公告)号：CN114647939B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202210290061.0
申请日：2022-03-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 李峰 , 邱志方 , 张卓华 , 鲜麟 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 张丹 , 杨帆 , 陆雅哲 , 程坤 , 沈才芬 , 蔡容 , 杨韵佳 , 马誉高 , 习蒙蒙 , 周科
Abstract: 本发明公开了一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法，包括以下步骤：Step1.确定DAS分析使用的验收准则；Step2.根据Step1中的验收准则初步确定DAS的功能需求；Step3.基于Step2提出的DAS功能需求，进行DAS安全功能设计；Step4.在满足Step3的DAS安全功能的前提下，选取DAS自动驱动信号作为DAS保护信号；Step5.设计DAS保护信号整定值。本发明在设置于安全级平台之外的DAS系统中选取合理的紧急停堆和专设系统保护信号以及对应的整定值，可在安全级平台发生SWCCF时对船用核动力装置进行保护。
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公开(公告)号：CN114999693A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615796.6
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统，涉及反应堆技术领域，其技术方案要点是：稳压器的顶部设置有至少一个排气端口；每一个排气端口均连接有卸压管路；卸压管路的出口端设有至少一个对水排放管路以及至少一个对空排放管路；其中，当主回路发生卸压工况时：在稳压器内的水位达到低水位阈值时，卸压管路与对水排放管路连通，以将稳压器内的部分不凝结气体对水排放；以及，在稳压器内对水排放后的气压达到低压力阈值时，卸压管路切换至与对空排放管路连通，以将稳压器内的剩余不凝结气体对空排放。本发明避免了不凝结气体进入回路，也尽可能降低了气体携带的放射性进入壳内，提高了核动力系统的安全性。
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