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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：CN109887624A
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201910168349.9
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统，包括一级冷却回路、二级冷却回路和三级冷却回路，一级冷却回路为堆芯补水箱与压力容器之间形成的回路，堆芯补水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，压力容器内的含硼水通过管道回到堆芯补水箱内，二级冷却回路为内置换料水箱与压力容器之间形成的回路，内置换料水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，堆芯产生的蒸汽通过自动卸压系统回流至内置换料水箱，三级冷却回路为地坑与堆芯之间形成的自然循环回路。本发明解决了现有冷却系统无法实现安全壳隔离失效时失水事故后堆芯长期冷却的问题。
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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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公开(公告)号：CN114996782B
公开(公告)日：2023-08-18
申请号：CN202210615798.5
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/10 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种堆芯中组件间辐射换热模拟方法、系统、终端及介质，涉及堆芯模拟技术领域，其技术方案要点是：建立由热棒、热组件、平均组件三个目标件构成的几何模型，并沿轴线方向对几何模型分段；依据几何模型的几何参数为三个目标件配置相应的功率份额；依据几何模型中的堆芯设计特征数据分别分析得到每一分段模型中三个目标件相对于相应关联件的辐射视角因子；当几何模型的模拟运行参数达到预设条件时，通过辐射换热模型计算出每一个辐射视角因子所对应的辐射换热量，并将同属一个部件的辐射换热量求和得到分段模型中相应目标件的总辐射换热量。本发明能够降低整个堆芯计算获得的包壳峰值温度，提高安全裕量，提升设计灵活度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113533420B
公开(公告)日：2023-04-11
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。
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公开(公告)号：CN115331858A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202210980908.8
申请日：2022-08-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂SGTR事故处理方法及控制系统，首先通过设置SGTR事故自动识别信号来隔离破损SG环路PRS，控制了破损SG二次侧的放射性释放；然后通过对一回路进行持续降温降压，确保了一回路能够达到足够的过冷度和水装量；再通过控制HPMT的注水流量使破损SG的一次侧和二次侧的压力达到初步平衡，从而稳定核电厂状态，终止破损SG一次侧的放射性冷却机向二次侧泄漏；最后将一回路冷却至冷停堆状态，从而形成了一套科学合理的SGTR事故的应对方法，能够有效应对基于非能动应急堆芯冷却系统和二次侧非能动余热排出系统的压水堆核电厂SGTR事故，拓展了核电厂SGTR事故处理的应对范围。
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公开(公告)号：CN112231960B
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202011175575.9
申请日：2020-10-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了二维移动热传导模型和模型建立方法、应用方法，涉及核电技术领域，解决了模拟再淹没过程的系统中的二维移动精细热传导模型精细度低，未考虑某些关键因素的问题。本发明包括所述网格模块包括基础网格区域，还包括在再淹没过程中，动态生成的氧化层网格区域；所述氧化层网格区域对应骤冷前沿的推进位置；所述计算模块计算用于将再淹没过程中，燃料棒或/和燃料板上的骤冷前沿轴向氧化层厚度变化数据对应载入氧化层网格区域；所述计算模块还用于计算基础网格和氧化层网格在燃料棒或/和燃料板的壁面与流体换热数据。本发明的应用方法优化后的ARSAC程序能够更加精确的模拟再淹没过程包壳峰值温度和骤冷前沿推进速率。
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公开(公告)号：CN114065493A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111310736.5
申请日：2021-11-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力及安全分析技术领域，具体公开了一种反应堆系统分析程序稳定性优化方法及系统。该方法包括：S1、分配若干段内存区域，存储当前计算时刻之前的全局参数；S2、监测程序的运行状态，在监测到程序运行出现异常时，将程序计算状态返回到离异常时刻最近的时刻点；S3、将程序时间步长进行缩减，并利用最新时刻的全局参数进行程序重启，若程序运行异常，则依次选取更上一个时刻点，并将时间步长依次再缩减后，利用新的全局参数进行重启，直到监测正常后，逐步将缩减后的时间步长进行依次增加，直到时间步长回复至最初设定值。本发明能够显著增加系统程序的稳定性，实现对程序的稳定性优化，有助于提升安全分析的效率。
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公开(公告)号：CN113299418A
公开(公告)日：2021-08-24
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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