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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：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：CN112364205A
公开(公告)日：2021-02-12
申请号：CN202011249245.X
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供的一种核电站高压熔堆序列筛选方法、装置、设备和介质，该方法通过一级概率安全分析模型构建事故序列，并计算事故序列中的每一事故造成堆芯熔化的发生概率；基于发生概率，从事故序列中选择支配性事故序列并对其进行对比筛选，得到高压熔堆有效事故序列；然后将获取到的高压熔堆典型序列添加到高压熔堆有效事故序列中，形成目标事故序列；最后通过核电站一体化分析程序对目标事故序列进行计算分析，选取事故进程时间小于预设时间阈值且压力容器失效时一回路压力高于预设压力阈值的序列作为核电站典型严重事故高压熔堆序列，以得到用于评价快速卸压阀容量的典型高压熔堆序列，方便后续验证快速卸压阀在核电站发生严重事故中的卸压效果。
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公开(公告)号：CN113972016B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
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公开(公告)号：CN115410726A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202211122418.0
申请日：2022-09-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开了一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法；卸压系统包括保护壳；保护罩，位于保护壳内且内部填充有惰性气体或氮气；爆炸装置，设于保护罩的内部；触发机构，连接爆炸装置，用以在卸压系统启动时触发爆炸装置发生爆炸；撞击部，具有一撞击端和连接端，连接端连接保护壳，撞击端位于保护罩外部的一侧，且触发后触碰保护罩使其产生气体泄漏点；控制系统，用于在卸压系统启动时控制触发机构动作；控制撞击端动作；以及控制保护壳开启。该卸压系统简单易行，造价低廉，用于三代改进型核电站严重事故工况主动卸压，大大降低了研究费用、运行费用，缩短了研究时间。且整个卸压系统运行安全可靠。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114139403A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111517527.8
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 邹志强 , 冉旭 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 吴丹 , 钱立波 , 武铃珺 , 张航 , 武小莉 , 刘丽莉 , 向清安 , 王小吉 , 彭欢欢 , 杜政瑀 , 许幼幼
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备，方法包括：步骤1，确定允许执行操作的时间窗口；步骤2，将时间窗口按照执行操作进行可用时间划分；步骤3，根据各操作的可用时间获取可用时间影响因子和其他误操作影响因子；步骤4，获得整体操作失误概率；步骤5，对各操作的可用时间进行调整，重复执行步骤3‑步骤4，直到获得的整体操作失误概率最小；步骤6，将所述整体操作失误概率最小值对应的可用时间作为规程整定值输出。本发明采用概率论方法对不同整定值对事故缓解的影响进行定量分析，根据定量分析结果确定最优的参数整定值，可以降低事故后操纵员误操作的概率，提高核电厂安全水平。
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公开(公告)号：CN113299413A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110571646.5
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层的内壁与压力容器的外壁形成保温层流道，压力容器保温层的外壁与堆腔壁形成混合流道，压力容器保温层的底部设置有入口，顶部设置有出口，混合流道与保温层流道通过入口和出口连通；冷却水或/和纳米流体从入口进入保温层流道，并从出口回流至混合流道。本发明的目的在于提供一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，纳米流体仅存在于保温层流道和混合流道内，避免对其他水源带来影响。
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公开(公告)号：CN109273114A
公开(公告)日：2019-01-25
申请号：CN201811069555.6
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开一种基于甲板空气冷却的热管式非能动余热排出系统，包括反应堆压力容器，反应堆压力容器的一次侧管路通过主管道热管段与热源热管式换热器的一端连接，热源热管式换热器的另一端通过主管道冷管段与反应堆压力容器的一端连接，反应堆压力容器、主管道热管段、热源热管式换热器、主管道冷管段之间形成反应堆压力容器中冷却剂的循环回路；热源热管式换热器的两侧均通过连接管路与冷源热管式换热器连接，热源热管式换热器、冷源热管式换热器、连接管路之间构成封闭环路，冷源热管式换热器安装在甲板外表面。通过两道换热循环为系统中有效空间的布置提供便利，且提高了换热效率。
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公开(公告)号：CN109273113A
公开(公告)日：2019-01-25
申请号：CN201811069552.2
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开一种基于海水冷却的热管式非能动余热排出系统，包括反应堆压力容器，反应堆压力容器的一次侧管路通过热管段与热源热管式换热器的一端连接，热源热管式换热器的另一端通过冷管段与反应堆压力容器的一端连接，反应堆压力容器、热管段、热源热管式换热器、冷管段之间形成反应堆压力容器中冷却剂的循环回路；热源热管式换热器的两侧均通过连接管路与冷源热管式换热器连接，热源热管式换热器、冷源热管式换热器、连接管路之间构成封闭环路。本技术方案形成的两道换热循环仅仅依靠两相工质的密度差压头和毛细压头，对设备中冷热阱的位差要求较小，为系统中有效的空间布置提供便利，且提高了换热效率。
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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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