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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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公开(公告)号：CN116313174A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211720649.1
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 黄代顺 , 卢毅力 , 崔怀明 , 鲜麟 , 李峰 , 杨帆 , 程坤 , 陈宏霞 , 杨韵佳 , 周科 , 陆雅哲 , 初晓 , 方红宇 , 习蒙蒙 , 徐青蓝 , 陈果 , 张舒 , 吴鹏 , 吴广皓 , 蔡容 , 王晨阳
IPC: G21C15/18
Abstract: 本申请属于压水堆核电厂技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂余热排出系统及方法；该系统，包括：设置于蒸汽发生器二次侧的正常给水系统、能动辅助给水系统、非能动余热排出系统；该系统，采用非能动排热系统和能动排热系统相结合的运行方案，能够保证堆芯在不同事故下的安全性，为核电厂不同运行模式和事故工况下提供了多样性的排热措施，保证了核电厂排出堆芯余热的安全功能，从而提高了核电厂的整体安全水平。
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公开(公告)号：CN115048797A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210736275.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨韵佳 , 黄代顺 , 张渝 , 卢毅力 , 崔怀明 , 李峰 , 鲜麟 , 周科 , 张舒 , 吴鹏 , 陈宏霞 , 吴广皓 , 马誉高 , 喻娜 , 杨帆 , 陆雅哲 , 习蒙蒙 , 初晓 , 蔡容 , 程坤
Abstract: 本发明公开了非能动余热排出系统的优化策略生成方法、装置及介质，包括：针对压水堆核电厂，形成非能动余热排出系统的基准事故清单；根据所述基准事故清单中不同事故类型，明确不同事故的排热措施应能达到的目标效果；并基于所述目标效果确定影响非能动余热排出系统优化的限制性工况；根据所述限制性工况，建立非能动余热排出系统的自动优化策略模型；对所述非能动余热排出系统的自动优化策略模型进行求解，生成非能动余热排出系统的优化策略方案集合；根据所述优化策略方案集合，得到最优策略方案。本发明采用智能优化算法对非能动余热排出系统进行自动优化设计，以缩短产品的研发周期，充分挖掘设计裕量，提高了策略优化生成效率。
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公开(公告)号：CN113421670B
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202110676944.0
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 , 陈伟 , 陈宏霞 , 吴丹 , 钱立波 , 杨帆 , 周科 , 吴鹏 , 初晓 , 蔡容 , 张舒 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 程坤 , 杨韵佳
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统，该方法包括：S1：采用不同层级的工况选取方法，获取事故规程定量化评价的工况谱；S2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱，构建两维度定量化评价体系模型，包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；S3：获取核电厂事故规程定量化分析需求，根据需求，自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析，得到定量化分析结果；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。本发明从不同角度对事故规程进行全方位的定量化分析，分析评估行之有效，从而为事故规程的设计、论证以及优化提供有力的理论基础。
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公开(公告)号：CN113421662B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110676887.6
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 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: 本发明公开了一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷停堆硼浓度；对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于第一温度，使主系统压力降至第一压力；对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至第二温度，使主系统压力降至第二压力；对主系统降温，使热段温度降至设定温度；投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况；通过采用台阶式的主系统降温、降压方法，并严格设定限制降温、降压速率等限值条件，避免上封头的闪蒸产汽；通过监测和控制稳压器水位，来判断自然循环循环冷却过程中的上封头产汽情况，并消除可能存在的蒸汽。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114068049A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111387571.1
申请日：2021-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种缓冲装置及非能动余热排出系统，该缓冲装置应用于非能动余热排出系统，包括缓冲箱，所述缓冲箱设置有用于连接换热器壳侧出口管道的管口；还设置有用于将安全壳外的流体引入所述缓冲箱的入口管道以及将所述缓冲箱的流体引出所述安全壳的出口管道。本发明的目的在于提供一种缓冲装置及非能动余热排出系统，通过将该缓冲装置应用于非能动余热排出系统，能够有效消除系统出口管道内的两相振荡，延长系统和设备的使用寿命。
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公开(公告)号：CN113436760A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697124.X
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陆雅哲 , 李峰 , 鲜麟 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 张晓华 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 张舒 , 赵禹 , 叶竹
Abstract: 本发明公开了热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：控制反应堆冷却剂系统和二回路系统应保持热停堆工况状态，三台主泵处于停运状态；提高蒸汽旁排系统的大气排放阀排放整定值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀，隔离主给水系统；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，并投入应急补水箱；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统相关热工参数；当热段平均温度下降至预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用得到的相关热工参数计算换热功率，对非能动余热排出系统的换热能力进行验证。本发明用于验证蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的换热能力。
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公开(公告)号：CN113421671A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110697121.6
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 鲜麟 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李海颖 , 赖建永 , 任云 , 张玉龙 , 冉旭 , 喻娜 , 方红宇 , 叶竹 , 陈宏霞 , 陈伟 , 习蒙蒙 , 杨帆 , 初晓 , 陆雅哲 , 张舒 , 赵禹
Abstract: 本发明公开了一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法，包括：设置试验初始条件；将蒸汽旁排系统3个系列大气排放阀排放整定值提高预设值；将稳压器水位及压力调至自动控制；关闭主给水系统给水泵出口调节阀；投运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；监视热段平均温度的变化，记录蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统凝水流量、蒸汽压力和凝水温度；当热段平均温度下降预设温度后，停运蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统；利用凝水流量、蒸汽压力和凝水温度计算换热功率，将计算得到的换热功率与验收准则进行比较，验证换热能力。本发明在热态时开展，适用于核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的排热能力验证。
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公开(公告)号：CN113421663A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110676943.6
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 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: 本发明公开了一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：将主系统硼化至冷却堆硼浓度；维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；进行主系统降压；循环直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；进行上封头流体降温；进行主系统降压；隔离安注箱，并主系统降压至最终压力值；将主系统冷却至冷停堆工况；本发明通过设定严格的主系统降温降压执行步骤和限制条件，防止主系统自然循环冷却过程中上封头流动死区流体的闪蒸产汽所导致的自然循环终止，确保了事故后反应堆能够被持续冷却至安全可控的冷停堆状态。
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公开(公告)号：CN111540485A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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