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公开(公告)号：CN109859866B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低‑3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低‑3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
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公开(公告)号：CN114038590A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
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 , 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: 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
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公开(公告)号：CN114038589A
公开(公告)日：2022-02-11
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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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：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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108511091A
公开(公告)日：2018-09-07
申请号：CN201810444275.2
申请日：2018-05-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/32 , G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种压力管式压水反应堆系统，所述压力管式压水反应堆系统中设有安全系统，所述安全系统包括：铅基合金池、非能动空气冷却系统，其中，压力管式反应堆浸泡在铅基合金池中，非能动空气冷却系统中的换热器浸泡在铅基合金池中，实现了压力管式压水反应堆系统设计合理，且压力管式压水反应堆安全特性和经济性均较高的技术效果。
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公开(公告)号：CN103871531B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210531664.1
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法。它包括如下步骤，第一步：发生了导致所有辅助给水泵启动的事故；第二步：停运辅助给水泵；第三步：判断是否需要再启动辅助给水泵。本发明的优点是，该方法通过增加保护控制信号，自动调节蒸汽发生器辅助给水的流量，在保证堆芯安全的前提下延长了蒸汽发生器发生满溢的时间，从而延长操纵员不干预事故的时间，减小操纵员的失误。
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公开(公告)号：CN101079333A
公开(公告)日：2007-11-28
申请号：CN200610081536.6
申请日：2006-05-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种核反应堆非能动多功能池式稳压系统，包括蓄压水池，蓄压水池内上部设有气腔，在气腔内采用钢筋混凝土结构形成水位测量通道；蓄压水池底部设有与反应堆入口腔相连的安注管，安注管上设置止回阀；蓄压水池底部还设有与主泵入口管道相连的波动管；蓄压水池中部设有与反应堆出口腔相连的上升管，上升管上设置气动隔离阀，在气动隔离阀与反应堆出口腔相连的上升管上设有与主泵入口管道相连的小流量循环管线。本发明采用非能动系统，使反应堆的安全性大大提高，系统大为简化，运行更简便，很好地解决了池壳式低温供热堆的安全性问题，较大幅度地降低了建造和运行成本，具有广阔的应用前景。
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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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