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公开(公告)号：CN117634793A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311595538.7
申请日：2023-11-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/0631 , G06Q50/06 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载设计方法，通过多机组燃料组件的共享使用，将多个机组的首循环进行群堆设计，提高首循环使用的新燃料组件富集度，实现循环长度需求；同时，将机组A中采用全新燃料组件的首循环卸出的不再入堆使用的燃料组件放入机组B的首循环使用，从而减少机组B中首循环的新燃料组件数目，使得机组B达到相当的循环长度；实现群堆模式下的首循环燃料组件的卸料燃耗提升；解决当前首循环设计燃料利用率低难题，提高核电厂经济性。
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公开(公告)号：CN114999693A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615796.6
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统，涉及反应堆技术领域，其技术方案要点是：稳压器的顶部设置有至少一个排气端口；每一个排气端口均连接有卸压管路；卸压管路的出口端设有至少一个对水排放管路以及至少一个对空排放管路；其中，当主回路发生卸压工况时：在稳压器内的水位达到低水位阈值时，卸压管路与对水排放管路连通，以将稳压器内的部分不凝结气体对水排放；以及，在稳压器内对水排放后的气压达到低压力阈值时，卸压管路切换至与对空排放管路连通，以将稳压器内的剩余不凝结气体对空排放。本发明避免了不凝结气体进入回路，也尽可能降低了气体携带的放射性进入壳内，提高了核动力系统的安全性。
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公开(公告)号：CN113299413B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110571646.5
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层的内壁与压力容器的外壁形成保温层流道，压力容器保温层的外壁与堆腔壁形成混合流道，压力容器保温层的底部设置有入口，顶部设置有出口，混合流道与保温层流道通过入口和出口连通；冷却水或/和纳米流体从入口进入保温层流道，并从出口回流至混合流道。本发明的目的在于提供一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，纳米流体仅存在于保温层流道和混合流道内，避免对其他水源带来影响。
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公开(公告)号：CN111863296B
公开(公告)日：2022-03-01
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：CN114038593A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111365023.9
申请日：2021-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 张明 , 邓纯锐 , 余红星 , 邓坚 , 刘余 , 黄代顺 , 丁书华 , 陈亮 , 卢川 , 邹志强 , 杨洪润 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G21C17/00 , G21C13/028
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆压力容器下封头失效判定方法，严重事故工况下，根据堆芯熔融物与下封头及下封头配件的作用情况、下封头与下封头配件的形变情况，判断出反应堆压力容器下封头失效模式，所述下封头失效模式的类别大于两种。本发明所提供的核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法可以较全面地评价和判断严重事故工况下核反应堆压力容器下封头的失效。
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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：CN104992045A
公开(公告)日：2015-10-21
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN104979020A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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