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公开(公告)号：CN111561690A
公开(公告)日：2020-08-21
申请号：CN202010418693.1
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法，所述控制方法包括以下步骤:S1、通过核电厂重要状态参数和设备状态情况判定事故发生原因；S2、根据判定的事故发生原因进行对应措施的排除故障操作；S3、若排除故障操作成功，则执行S31；若排除故障操作不成功，则执行S32；S31、选择完好态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作和排汽控制操作，直到达到冷停堆状态；S32、选择故障态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作，直到达到冷停堆状态。
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公开(公告)号：CN111524623A
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN202010362597.X
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压力容器安全系统技术领域，具体涉及一种稳压器安全阀定值和排布方法，所采用的技术方案是：包括以下步骤：假定n组安全阀的定值；根据超压情况下安全阀开启对下游管道造成的载荷大小，确定n组安全阀开启的时间间隔；对n组安全阀的所有排布方式，进行排放载荷测试；从排放载荷测试的结果中，挑选出能够将排放流量峰错开的安全阀定值和排布方式；从而同时确定稳压器安全阀的定值和排布方式。能够确保反应堆系统在发生超压事故下的安全性，以及稳压器排放管线和相关支撑在发生阀门误开启事故时所受载荷和应力在可承受范围之内；能够用于三代压水堆核电厂(站)以及军用核动力装置的稳压器安全阀定值的确定和排布。
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公开(公告)号：CN104979024B
公开(公告)日：2017-04-05
申请号：CN201510257719.8
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；还设置有降压水箱，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区，卸压管A上设置有控制阀A，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C。
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公开(公告)号：CN104332207B
公开(公告)日：2017-01-18
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN104538068A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104332207A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN103871531A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210531664.1
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法。它包括如下步骤，第一步：发生了导致所有辅助给水泵启动的事故；第二步：停运辅助给水泵；第三步：判断是否需要再启动辅助给水泵。本发明的优点是，该方法通过增加保护控制信号，自动调节蒸汽发生器辅助给水的流量，在保证堆芯安全的前提下延长了蒸汽发生器发生满溢的时间，从而延长操纵员不干预事故的时间，减小操纵员的失误。
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公开(公告)号：CN103871505A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210530187.7
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，第一步：触发信号；第二步：持续监测；第三步：分析判断；第四步：蒸汽排放速率调节；第五步：快速冷却终止判断。本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
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公开(公告)号：CN118111690A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410236089.5
申请日：2024-03-01
Applicant: 重庆大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种干道式热管丝网芯自填充可视化实验装置及方法，包括液体工质导入部件、引流部件、可视化测试部件和可视化设备；引流部件包括桶状的吸液管腔，吸液管腔内设置有液体工质进口管道，液体工质进口管道的进口与液体工质导入部件连接，吸液管腔内固定有轴向的中心定位管，中心定位管与吸液管腔之间填充有脱脂棉；可视化测试部件包括无机玻璃管，无机玻璃管内设置有干道式筒状丝网芯。还包括有S1‑S8等步骤。本发明可探究液体工质在不同内径干道，不同高度干道以及不同丝网目数干道内部的填充及流动情况。本发明针对干道式筒状丝网芯，本装置可探究不同干道结构对于干道式筒状丝网芯内液体工质浸润速率的影响。
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公开(公告)号：CN117521557A
公开(公告)日：2024-02-06
申请号：CN202311679582.6
申请日：2023-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆长期冷却阶段流动阻力设计方法，包括：建立核反应堆在长期冷却阶段的等效热工水力程序模拟模型，并使用水力学阻力件等效模拟滤网和管线的流动阻力；基于试验设计原理分别设计不同的滤网和管线阻力组合，使用阻力组合执行热工水力程序的批量计算，并筛选满足安全准则的阻力设计方案；在所有满足安全准则的阻力设计方案中选择合适阻力设计方案，并将阻力分配至滤网和管线，用于指导滤网和管线的具体设计；基于设计完成的滤网和管线方案，建立详细的热工水力模拟模型，并执行安全分析计算，验证方案设计的可行性。该方法实现了长期冷却阶段流动阻力的高效正向设计，缩减地坑滤网及管线工程设计周期，降低设计成本。
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