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公开(公告)号：CN111128414B
公开(公告)日：2022-07-26
申请号：CN201911414032.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN113299418B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110571648.4
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法，包括以下步骤:S1、判定是否有停堆工况下主泵停运信号、判定是否有热管段低水位保护信号，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵停运安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵停运安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵停运后的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵停运和反应堆冷却剂丧失事故为双约束的触发安注动作。
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公开(公告)号：CN112201375B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011132891.8
申请日：2020-10-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核反应堆探测器组件拆除用主轴平移卷绕机构和使用方法，设置在外框体(307)内的开合滑轨(315)，沿开合滑轨(315)滑动装配的左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)；还包括设置在外框体(307)内的整体平移滑轨(303)，沿整体平移滑轨(303)滑动装配的整体平移框架(314)；左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)均同时与整体平移框架(314)联动装配；还包括连接于整体平移框架(314)并控制整体平移驱动组件沿整体平移滑轨(303)平移的整体平移驱动组件(301)；还包括连接于左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)并控制左卷绕主轴模块(302)、右卷绕主轴模块(305)沿开合滑轨(315)相向或相反方向运动的开合驱动组件。
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公开(公告)号：CN111561690B
公开(公告)日：2021-12-21
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：CN113744902A
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN202110831664.2
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 程坤 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113488214A
公开(公告)日：2021-10-08
申请号：CN202110830446.7
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 蔡容 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 程坤 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主系统降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；冷却主系统死区；检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
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公开(公告)号：CN113421676A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110676889.5
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 钱立波 , 陈伟 , 张晓华 , 吴丹 , 陈宏霞 , 杨帆 , 朱加良 , 何鹏 , 周科 , 吴鹏 , 初晓
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。
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公开(公告)号：CN111681794A
公开(公告)日：2020-09-18
申请号：CN202010565291.4
申请日：2020-06-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 钱立波 , 丁书华 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 李仲春 , 蒋孝蔚 , 何晓强 , 陈伟 , 吴丹 , 党高健 , 冉旭 , 喻娜 , 申亚欧 , 黄涛 , 杜思佳
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
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公开(公告)号：CN111554425A
公开(公告)日：2020-08-18
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN111128414A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911414032.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
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