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公开(公告)号：CN109147969B
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201811069319.4
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度，能够支撑燃料组件和堆芯熔池、压力容器下封头内的水不会干涸，即实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头内导致下封头被融化的情况出现。
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公开(公告)号：CN105047235B
公开(公告)日：2017-12-29
申请号：CN201510309669.3
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: 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。
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公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
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：CN104332188A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201310307164.4
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/32
Abstract: 本发明涉及一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法，包括以下步骤：1核电站发生丧失正常给水-ATWS事故后，核电站保护系统发出ATWS缓解信号，并由该ATWS缓解信号触发核电站紧急停堆；2果ATWS缓解信号出现时堆芯功率为P1，延迟时间长度△t后，堆芯功率为P2，如果P2大于P1的10%，作出ATWS缓解信号触发紧急停堆失效的判断信号；3根据步骤2获取的紧急停堆失效的判断信号，触发自动停运反应堆冷却剂泵的信号，进而避免一回路压力超过限制压力。本发明的方法在丧失正常给水-ATWS事故进程中通过一系列方法步骤实现自动停运主泵，进而影响一回路冷却剂从堆芯导出热量和堆芯的反应性反馈，从而限制一回路的压力上升幅度，避免了一回路压力超过限值。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119940694A
公开(公告)日：2025-05-06
申请号：CN202411814193.4
申请日：2024-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/063 , G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 本发明属于核电厂物项设备分级技术领域，具体涉及了一种基于风险指引的设备分级方法。本发明包括如下步骤：步骤1，构建可靠性要求及核安全功能要求约束体系；步骤2，量化核电厂相关指标；步骤3，提出核电厂始发事件清单；步骤4，开发PSA模型；步骤5，识别设计基准事故并开展确定论分析；步骤6，对其他事件开展风险指引分析；步骤7，开展纵深防御分析，并确定始发事件；步骤8，基于始发事件应对策略进行设备分级；步骤9，基于运行需求建立可靠性模型，并进行可靠性分配及可靠性预计；步骤10，进行安全性能论证；步骤11，根据安全论证结果确认设备分级。本发明用于指导未来先进核电设备分级，在保证核电厂安全性的基础上，提升经济性。
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公开(公告)号：CN110009228B
公开(公告)日：2021-04-02
申请号：CN201910270638.X
申请日：2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邱志方 , 邓坚 , 方红宇 , 张丹 , 吴清 , 江光明 , 李喆 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 初晓 , 张舒 , 陈宝文 , 吴鹏 , 鲜麟 , 周科 , 杨帆 , 张卓华 , 陆雅哲 , 吴广皓 , 蔡容 , 张晓华
Abstract: 本发明公开了概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法，通过概率论识别系统及功能的重要度，确定多样性保护系统必须考虑的安全功能及系统；通过确定论确定安全系统功能的最小割集，确定多样性保护系统的功能需求。综合概率论与确定论的分析结果初步确定多样性保护系统的功能需求，并考虑相应的保护信号设置，最终通过概率论与确定论的定量化计算确定最优的多样性保护系统设置。本方法在传统的系统设计中引入了概率风险指引的方法，以实现系统设置最小化，安全功能最大的目的，在保障核电厂安全性的同时进一步优化核电厂的建造成本。
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公开(公告)号：CN112420226A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011301061.3
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形气冷器，以及环形气冷器入口电动阀和出口电动阀；将气冷管内的热气体作为上升段，下降腔内的冷气体为下降段，依靠冷热气体的密度差和位差在环形气冷器和换热装置之间形成自然循环流动换热，从而在堆芯正常停堆或事故停堆后，实现安全、可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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公开(公告)号：CN111863296A
公开(公告)日：2020-10-30
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：CN110009228A
公开(公告)日：2019-07-12
申请号：CN201910270638.X
申请日：2019-04-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邱志方 , 邓坚 , 方红宇 , 张丹 , 吴清 , 江光明 , 李喆 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 初晓 , 张舒 , 陈宝文 , 吴鹏 , 鲜麟 , 周科 , 杨帆 , 张卓华 , 陆雅哲 , 吴广皓 , 蔡容 , 张晓华
Abstract: 本发明公开了概率论与确定论相结合的核电厂多样性保护系统设计方法，通过概率论识别系统及功能的重要度，确定多样性保护系统必须考虑的安全功能及系统；通过确定论确定安全系统功能的最小割集，确定多样性保护系统的功能需求。综合概率论与确定论的分析结果初步确定多样性保护系统的功能需求，并考虑相应的保护信号设置，最终通过概率论与确定论的定量化计算确定最优的多样性保护系统设置。本方法在传统的系统设计中引入了概率风险指引的方法，以实现系统设置最小化，安全功能最大的目的，在保障核电厂安全性的同时进一步优化核电厂的建造成本。
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