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公开(公告)号：CN105047236B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201510310146.0
申请日：2015-06-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统，包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔，该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔，围绕环腔壁面设置环腔水池，水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围，形成坩埚腔室，坩埚向上延伸形成水池环腔，该环腔顶部有排气孔，与坩埚腔室相连通，在坩埚外围有坩埚冷却水池，水池顶部有开口，水池外围是钢安全壳，围绕着钢安全壳上半部有上部水池；环腔水池通过管线与坩埚冷却水池连通；再循环地坑设置在钢安全壳内，通过管线与坩埚冷却水池连通；坩埚腔室通过管线与坩埚冷却水池连通；本发明技术方案根据事故序列中不同衰变热能够实现堆芯熔融物三种层次的冷却和滞留。
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公开(公告)号：CN111899901A
公开(公告)日：2020-11-06
申请号：CN202010808337.0
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，所采用的技术方案是：包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统，所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱；所述非能动冷却子系统包括第一冷却器，所述第一冷却器与保温层流道相连；所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵，所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。
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公开(公告)号：CN111883269A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010807325.6
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
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公开(公告)号：CN109948296A
公开(公告)日：2019-06-28
申请号：CN201910280762.4
申请日：2019-04-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法：确定熔融池初始状态参数及关键参数的概率密度分布；选择下封头内熔融物冷却滞留有效性评价方法；选择下封头熔融池分层结构和下封头几何结构；选择下封头熔融池水层气隙传热模型；确定熔融池结构状态；计算熔融物到下封头的热流密度；将熔融物到下封头的热流密度与下封头外壁面的临界热流密度进行比较，基于比较结果获得下封头内熔融物冷却滞留有效性评价结果；考虑熔融物成份之间的混溶性对熔融池分层的作用，根据熔融物初始状态的成份参数对熔融池分层结构进行判断，计算两层或三层熔融池结构的形成概率和熔融物冷却滞留有效性的概率密度分布，实现三层熔融池结构的ROAAM方法评价。
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公开(公告)号：CN106898399B
公开(公告)日：2018-06-26
申请号：CN201710201201.1
申请日：2017-03-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种乏燃料水池严重事故处理方法包括：步骤1：获得乏燃料水池水位信息，判断乏燃料水池事故等级；步骤2：在乏燃料水池运行控制单元设置数据接口，通过数据接口修改乏燃料水池的运行规程；监控中心对乏燃料水池运行进行监控和控制；步骤3：当乏燃料水池事故等级为严重事故时，基于诊断模块，诊断出乏燃料水池严重事故的事故现象；步骤4：基于乏燃料水池严重事故的事故现象，生成相应的事故缓解策略；步骤5：基于生成的事故缓解策略，对乏燃料水池进行相应的处理，实现了事故处理效率较高，且事故的缓解效果较好的技术效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104658623B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN105047236A
公开(公告)日：2015-11-11
申请号：CN201510310146.0
申请日：2015-06-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统，包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔，该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔，围绕环腔壁面设置环腔水池，水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围，形成坩埚腔室，坩埚向上延伸形成水池环腔，该环腔顶部有排气孔，与坩埚腔室相连通，在坩埚外围有坩埚冷却水池，水池顶部有开口，水池外围是钢安全壳，围绕着钢安全壳上半部有上部水池；环腔水池通过管线与坩埚冷却水池连通；再循环地坑设置在钢安全壳内，通过管线与坩埚冷却水池连通；坩埚腔室通过管线与坩埚冷却水池连通；本发明技术方案根据事故序列中不同衰变热能够实现堆芯熔融物三种层次的冷却和滞留。
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公开(公告)号：CN111883269B
公开(公告)日：2022-04-22
申请号：CN202010807325.6
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
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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。
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公开(公告)号：CN108648837B
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN201810460631.X
申请日：2018-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，提高了反应堆的安全性，而且采用非能动安全系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
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