-
公开(公告)号：CN114038590B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
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 , 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: 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
-
公开(公告)号：CN115982622A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
-
公开(公告)号：CN115659526A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211140209.9
申请日：2022-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于技术两相排放载荷分析领域，具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中，分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征，通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算；所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块，关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法，关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化，为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。
-
公开(公告)号：CN109859866B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低‑3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低‑3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
-
公开(公告)号：CN114038590A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
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 , 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: 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114038589A
公开(公告)日：2022-02-11
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。
-
公开(公告)号：CN113674881A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110795945.7
申请日：2021-07-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于安全系统设计技术领域，设计了一种铅铋堆压力容器非能动余热排出系统。本发明包括一回路冷却系统、主容器冷却系统和空气冷却系统，其中一回路冷却系统位于主容器冷却系统内部，将热量传递给主容器冷却系统；主容器冷却系统的外部设有空气冷却系统，主容器冷却系统将热量传递给空气冷却系统。本发明能够实现通过自然循环空气冷却等非能动方式带走堆芯余热，将反应堆带至安全稳定状态。
-
公开(公告)号：CN113533420A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110800957.4
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明堆芯测量技术，具体涉及一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置。搭接测量装置，包括截面为套筒、固定于套筒内的电加热棒，以及通气管，电加热棒外壁上设有热电偶，套管内填充不透明流体；利用热电偶4测量对应位置的温度，记录温度随时间的变化；等到热电偶测量温度稳定后，从套管下部间隔的向气体通道内通入气泡，采用过程中热电偶测得温度，记录温度随时间的变化；在相邻的轴向高度分别获得壁面平均温度，取差值得到对应的空泡份额。能够准确得到冷却剂通道不同位置的空泡份额，进而得到气泡进入堆芯的分布行为。
-
公开(公告)号：CN113421664A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110699326.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。
-
公开(公告)号：CN108766600B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201810549971.X
申请日：2018-05-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种一回路注水系统，包括安注水箱、用于连接安注水箱与反应堆一回路的连通管道及串联于连通管道上的安注泵，其特征在于，还包括串联在连通管道上的中间水箱；还包括加热装置，所述加热装置用于对中间水箱内的流体进行加热。采用该注入系统的结构设计，在实现含硼水向反应堆一回路注入时，可有效缓解一回路上的热应力，同时，对安全壳喷淋降压效果无影响。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
69
records
(took 0.044 seconds)
