-
公开(公告)号：CN115064294A
公开(公告)日：2022-09-16
申请号：CN202210680037.8
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于小尺寸强放射性试样高温退火的辐射屏蔽装置，包括主体框架、过渡仓、洗气组件和手套组件，主体框架内部设置有热处理实验炉；过渡仓设置在所述主体框架的一侧，且与所述主体框架内部连通；所述洗气组件的进气口与所述主体框架内部连通，所述洗气组件的出气口与热室连通；手套组件设置在所述主体框架的正面，且用于在主体框架内部对试样进行操作；本发明通过设置过渡仓和洗气组件，在将试样放置至主体框架内时，在对试样进行热处理实验时，均可以避免放射性粉尘或尾气泄露；通过设置手套组件，便于直接对主体框架内的试样进行操作，能够实现对小尺寸试样的精准操控。
-
公开(公告)号：CN111863296B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010811999.3
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度，提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法，实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标，保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
-
公开(公告)号：CN111681794B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010565291.4
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 钱立波 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 李仲春 , 蒋孝蔚 , 何晓强 , 陈伟 , 吴丹 , 党高健 , 冉旭 , 喻娜 , 申亚欧 , 黄涛 , 杜思佳
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
-
公开(公告)号：CN111540487A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
-
公开(公告)号：CN110415848A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且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；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
-
Patent Agency Ranking
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。
-
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。
-
公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
-
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。
-
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。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
29
records
(took 0.034 seconds)
