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公开(公告)号：CN107331424A
公开(公告)日：2017-11-07
申请号：CN201710599735.4
申请日：2017-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C15/182
Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。
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公开(公告)号：CN103871531B
公开(公告)日：2016-08-31
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：CN103985422A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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公开(公告)号：CN114139403B
公开(公告)日：2023-08-25
申请号：CN202111517527.8
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 邹志强 , 冉旭 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 吴丹 , 钱立波 , 武铃珺 , 张航 , 武小莉 , 刘丽莉 , 向清安 , 王小吉 , 彭欢欢 , 杜政瑀 , 许幼幼
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备，方法包括：步骤1，确定允许执行操作的时间窗口；步骤2，将时间窗口按照执行操作进行可用时间划分；步骤3，根据各操作的可用时间获取可用时间影响因子和其他误操作影响因子；步骤4，获得整体操作失误概率；步骤5，对各操作的可用时间进行调整，重复执行步骤3‑步骤4，直到获得的整体操作失误概率最小；步骤6，将所述整体操作失误概率最小值对应的可用时间作为规程整定值输出。本发明采用概率论方法对不同整定值对事故缓解的影响进行定量分析，根据定量分析结果确定最优的参数整定值，可以降低事故后操纵员误操作的概率，提高核电厂安全水平。
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公开(公告)号：CN113642132B
公开(公告)日：2023-07-14
申请号：CN202111019301.5
申请日：2021-08-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于CFD的管束结构流致振动评估临界流速分析方法，涉及核动力装置结构力学领域，其技术方案要点是：根据流致振动分析模型对管束结构的流致振动行为进行模拟，得到流致振动响应包；根据流致振动响应包判断相应管束结构的流致振动特性是否属于第一预设范围；若属于，则绘制管子有效振幅与流动速度的函数关系图，并通过切线法或门限值法确定临界流速；若属于第二预设范围，则计算管子振动能量，通过能量法确定临界流速。本发明减少了临界流速确定过程中的人为因素，在实际工程中具有良好的可操作性和可重复性，提高了分析设计精度，为换热器管束的流致振动分析与设计提供一种更为准确的通用方法。
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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN114068052A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111445977.0
申请日：2021-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 何鹏 , 朱加良 , 陈静 , 李小芬 , 徐涛 , 叶宇衡 , 秦越 , 何正熙 , 青先国 , 苟拓 , 李文平 , 王华金 , 刘昌文 , 李红霞 , 吴茜 , 朱毖微 , 吕鑫 , 郑嵩华 , 徐思捷 , 王雪梅 , 邓志光
IPC: G21C17/112 , G21C17/022 , G21C15/00
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆腔温度监测系统，包括压力容器组件、温度测量组件和信号处理设备；所述温度测量组件包括设置于压力容器组件的压力容器下封头外壁面的下封头壁温测量组件、设置于由压力容器下封头与保温层构成的堆腔流道内的堆腔水温测量组件、以及设置于堆腔流道出口的堆腔出口水温测量组件；所述温度测量组件将产生的热电动势传递给信号处理设备，完成温度测量。本发明可实现压力容器下封头是否熔穿的状态监测、堆腔注水策略是否投入成功的状态监测以及堆腔注水策略是否成功保持了下封头完整性的状态监测等堆腔状态全面监测。
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公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
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：CN113642132A
公开(公告)日：2021-11-12
申请号：CN202111019301.5
申请日：2021-08-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/04 , G06F113/08 , G06F113/14 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于CFD的管束结构流致振动评估临界流速分析方法，涉及核动力装置结构力学领域，其技术方案要点是：根据流致振动分析模型对管束结构的流致振动行为进行模拟，得到流致振动响应包；根据流致振动响应包判断相应管束结构的流致振动特性是否属于第一预设范围；若属于，则绘制管子有效振幅与流动速度的函数关系图，并通过切线法或门限值法确定临界流速；若属于第二预设范围，则计算管子振动能量，通过能量法确定临界流速。本发明减少了临界流速确定过程中的人为因素，在实际工程中具有良好的可操作性和可重复性，提高了分析设计精度，为换热器管束的流致振动分析与设计提供一种更为准确的通用方法。
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