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公开(公告)号：CN112231960A
公开(公告)日：2021-01-15
申请号：CN202011175575.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程中，动态生成的氧化层网格区域；所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置；所述计算模块计算用于将再淹没过程中，燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域；所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
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公开(公告)号：CN111524623A
公开(公告)日：2020-08-11
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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公开(公告)号：CN104332207B
公开(公告)日：2017-01-18
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN104332207A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN103871505A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210530187.7
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
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的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，第一步：触发信号；第二步：持续监测；第三步：分析判断；第四步：蒸汽排放速率调节；第五步：快速冷却终止判断。本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN115408859B
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202211047837.2
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备，包括输入待分析的参数，并在其中抽取敏感性分析样本；模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记；构建B样条基函数；构建翘曲函数的样条基函数；进行配准计算，将对齐后的曲线进行取值离散，并获取离散点；执行敏感性分析计算，输出离散点处的各参数的敏感性度量；构建各参数重要度随时间变化规律曲线，及确定各时间阶段内的参数中的重要参数；本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中，可以不依赖于专家经验，快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势，进而确定各事故阶段下的重要参数，达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。
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公开(公告)号：CN114117792B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN114117792A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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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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