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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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公开(公告)号：CN117637218A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311598433.7
申请日：2023-11-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于平衡循环扰动的燃料管理设计方法，包括：根据核电厂的循环长度需求设置多个平衡循环；确定核电厂的运行灵活性需求；确定每一个平衡循环的最终堆芯方案；根据核电厂的运行灵活性需求，在最终堆芯方案的基础上，分支形成每个平衡循环的燃耗模型；选定其中一个平衡循环的燃耗模型，采用另一个平衡循环的新组件的类型和数目，形成从前者的燃耗模型向后者的燃耗模型扰动过渡；完成所有平衡循环之间的扰动过渡；解耦了首循环、过渡循环和平衡循环之间的循环耦合，大幅度降低燃料管理设计难度和工作量。在保证电厂运行的灵活性的前提下，还有效提高燃料管理设计的效率，值得推广使用。
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公开(公告)号：CN114038589B
公开(公告)日：2024-02-13
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：CN114139403B
公开(公告)日：2023-08-25
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：CN116595703A
公开(公告)日：2023-08-15
申请号：CN202211633262.2
申请日：2022-12-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 黄代顺 , 张明 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 杜娟 , 郑斌 , 余晓菲 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC: G06F30/20 , G06Q10/0639 , G06Q50/26 , G06F119/02 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆安全评价技术领域，具体公开一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法：利用严重事故系统计算得到热工失效评价输入参数；利用熔融池分层模型、熔融物的成分和质量，确定熔融池的结构；针对熔融池结构计算熔融池内传热；根据熔融池内传热获得压力容器外壁面热流密度；将外壁面热流密度值与相同位置处值比较，判断下封头是否发生热工失效；对压力容器下封头材料进行静载荷、高温蠕变和快速断裂分析；将参数与极限值进行比较，判断下封头是否发生力学失效；根据分析判断核堆腔注水冷却措施的有效性。本发明的方法能够准确、全面地评价严重事故工况下实施堆腔注水冷却措施时压力容器下封头的完整性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112906201B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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公开(公告)号：CN112364205B
公开(公告)日：2022-04-15
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：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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公开(公告)号：CN107863167A
公开(公告)日：2018-03-30
申请号：CN201711297388.6
申请日：2017-12-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公布了一种模块式小型堆的多堆布置结构，包括一个反应堆厂房、两个汽轮机厂房，反应堆厂房包括反应堆水池、乏燃料水池、主控室大厅，乏燃料水池为横截面为长方形的结构，乏燃料水池、主控室大厅分别位于反应堆水池的一个呈相对的短边两侧，两个汽轮机厂房位于反应堆水池的另一个呈相对的长边两侧；反应堆水池的两个呈相对设置的长边均设有N+1个隔间单元，N为大于1的正整数。本技术方案满足最先进的非能动安全要求，具备更高的防止放射性物质释放能力，具备更高的抗震能力，极大提高整个核电厂的安全性和经济性。
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