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公开(公告)号：CN111554425A
公开(公告)日：2020-08-18
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。
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公开(公告)号：CN111128414A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911414032.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN109887624A
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201910168349.9
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统，包括一级冷却回路、二级冷却回路和三级冷却回路，一级冷却回路为堆芯补水箱与压力容器之间形成的回路，堆芯补水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，压力容器内的含硼水通过管道回到堆芯补水箱内，二级冷却回路为内置换料水箱与压力容器之间形成的回路，内置换料水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，堆芯产生的蒸汽通过自动卸压系统回流至内置换料水箱，三级冷却回路为地坑与堆芯之间形成的自然循环回路。本发明解决了现有冷却系统无法实现安全壳隔离失效时失水事故后堆芯长期冷却的问题。
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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：CN119920506A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202411814192.X
申请日：2024-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/04 , G21C17/10 , G21C17/032 , G21C17/12 , G05B19/04
Abstract: 本发明涉及核电厂反应堆多样化保护信号技术领域，具体涉及一种反应堆多样化信号保护系统及控制方法。本发明包括测量单元、处理传输通道、控制单元和延迟环节，测量单元对测量参数进行持续的测量，处理传输通道包括主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，测量单元将测量参数分别传输给主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，处理传输通道将测量参数进行处理，并分别传递给主保护控制单元和多样化保护控制单元，多样化保护处理传输通道中设置延迟环节。本发明能够避免反应堆多样化保护信号先于主保护信号触发，确保在主保护系统能正常工作时，多样化保护系统相关的保护信号不被触发或者在主保护系统保护信号触发之后才被触发。
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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：CN118482221A
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410662111.2
申请日：2024-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16K31/02
Abstract: 本发明公开了一种堆芯泄压爆破阀控制方法和控制模块，本发明属于核反应堆保护数字化仪控技术领域，本发明提出的控制方法包括：通过延时继电器和功率继电器完成对充电信号和点火信号的时序约束，保证在特定时序下才能完成点火，在异常时序下不会产生点火动作；延时继电器用于控制充电信号和点火信号两个信号的切换时间逻辑，功率继电器采用的充电信号回路和点火信号回路的触点互斥结构。本发明通过延时继电器和功率继电器来对前级给出的控制信号进行时序约束，保证前级给出的控制信号必须在满足时序要求时才能完成点火动作，如果控制信号存在时序异常，则不能完成点火动作，从而避免误触发，有效降低误动率，保障系统运行可靠性和运行安全。
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公开(公告)号：CN118397887A
公开(公告)日：2024-07-26
申请号：CN202410348927.8
申请日：2024-03-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G09B9/00 , G06F30/20 , G05B19/042
Abstract: 本发明涉及仪控仿真技术领域，具体涉及一种基于虚拟实物模拟技术的核安全级显示单元虚拟化装置，包括：虚拟实物硬件平台和虚拟实物结构外壳，所述虚拟实物硬件平台安装在所述虚拟实物结构外壳内，且所述虚拟实物硬件平台内运行虚拟SVDU软件，所述虚拟SVDU软件用于接收所述虚拟实物硬件平台的输入数据，并且在仿真SVDU运行后向所述虚拟实物硬件平台发送模拟后的输出数据；本发明通过构建与真实SVDU的布局相同的虚拟实物硬件平台和虚拟实物结构外壳，摒弃传统的商用计算机外观结构，实现了虚拟SVDU与实物SVDU完全一致的人机操作方式及高沉浸式的人机操作体验。
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公开(公告)号：CN115600518B
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202211286530.8
申请日：2022-10-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F17/18 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统，涉及反应堆热工水力设计及安全分析领域，其技术方案要点是：对燃料组件进行两相CFD计算分析，得到燃料组件内的两相CFD计算结果；依据两相CFD计算结果分别确定燃料组件内的流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子；依据流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子对燃料组件的热工性能进行综合分析，得到热工性能。本发明大大提升拓展了现有燃料组件热工性能评价因素，快速实现新型燃料组件两相热工性能评价，大大减少了试验的需求，增加了选型的成功率，该方法可应用到核反应堆高热工性能燃料组件研发中。
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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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