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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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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：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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