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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：CN115795787A
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202211241208.3
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆失水事故分析技术领域，具体涉及一种环境鉴定曲线的确定方法。本发明包括如下步骤：初始质能释放事故的确定，选取最恶劣的质能释放事故；质能释放事故分析，获得在所述最恶劣的质能释放事故情况下破口向安全壳释放的质量流量和能量流量；安全壳响应分析；压力、温度包络线绘制；确定环境鉴定曲线。本发明能够确定标准化、规范化的环境鉴定曲线，指导各类核反应堆装置在事故条件下专设设施、电缆等的环境鉴定工作的开展。
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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：CN111916230B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010812098.6
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘卢果 , 杜思佳 , 刘余 , 邓坚 , 李松蔚 , 黄代顺 , 沈才芬 , 李喆 , 邱志方 , 黄慧剑 , 张勇 , 周铃岚 , 陈曦 , 王啸宇 , 辛素芳 , 刘伟 , 王玮 , 李浩 , 李燕
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明公开了一种可实现下降段流量周向均匀分布的压水堆，包括压力容器，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，所述压力容器与吊篮组件围成用于一回路冷却剂向压力容器下封头流动的下降段，还包括设置于所述下降段内的孔板，所述孔板为其上设置有多个通孔的板环状结构，所述通孔均连通孔板的上、下端，所述通孔沿着孔板的周向方向环形布置；所述孔板的外侧与压力容器的内壁相接，所述孔板的内侧与吊篮组件的外壁相接。采用本发明提供的压水堆结构设计，可有效均匀以上下降段内冷却剂周向分布的均匀性，达到利于优化反应堆热工水力性能的目的，同时该结构的运用并不影响压力容器本身。
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公开(公告)号：CN111916230A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010812098.6
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘卢果 , 杜思佳 , 刘余 , 邓坚 , 李松蔚 , 黄代顺 , 沈才芬 , 李喆 , 邱志方 , 黄慧剑 , 张勇 , 周铃岚 , 陈曦 , 王啸宇 , 辛素芳 , 刘伟 , 王玮 , 李浩 , 李燕
IPC: G21C15/12
Abstract: 本方案公开了一种可实现下降段流量周向均匀分布的压水堆，包括压力容器及设置在压力容器上的入口接管，所述入口接管用于向压力容器内导入一回路冷却剂，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，还包括固定于吊篮组件外壁上的导流块，所述导流块上设置有第一导流面，所述入口接管的出口端局部朝向所述第一导流面，且第一导流面的上端与下端两者中，上端位于下端外侧的倾斜面。采用本方案提供的压水堆结构设计，可有效均匀以上下降段内冷却剂周向分布的均匀性，达到利于优化反应堆热工水力性能的目的，同时该结构的运用并不影响压力容器本身。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109448873B
公开(公告)日：2020-04-21
申请号：CN201811475499.6
申请日：2018-12-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种改进型安注箱，包括壳体，所述壳体顶部设置有进气管，所述壳体内设置有立管，所述立管顶端为开口端，所述立管的底端为封闭端，立管的封闭端上设置有排液管，所述排液管连通立管内部和壳体外部，所述立管的侧壁上从上至下开设有多个通孔。本发明的立管本身能够起到阻尼器的作用，同时立管上设置的通孔能够起到小管的作用，所以本发明无需设置阻尼器和小管，仅用立管便能实现自适应调节流量的功能，大幅简化了安注箱的结构，便于装置制造和维修；立管上自上至下设置的多个通孔使得在冷却剂液位下降的整个过程中，安注箱输出的冷却剂流量是逐渐稳定下降的，显著地提高了安注箱运行的可靠性。
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公开(公告)号：CN109273114A
公开(公告)日：2019-01-25
申请号：CN201811069555.6
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开一种基于甲板空气冷却的热管式非能动余热排出系统，包括反应堆压力容器，反应堆压力容器的一次侧管路通过主管道热管段与热源热管式换热器的一端连接，热源热管式换热器的另一端通过主管道冷管段与反应堆压力容器的一端连接，反应堆压力容器、主管道热管段、热源热管式换热器、主管道冷管段之间形成反应堆压力容器中冷却剂的循环回路；热源热管式换热器的两侧均通过连接管路与冷源热管式换热器连接，热源热管式换热器、冷源热管式换热器、连接管路之间构成封闭环路，冷源热管式换热器安装在甲板外表面。通过两道换热循环为系统中有效空间的布置提供便利，且提高了换热效率。
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公开(公告)号：CN109273113A
公开(公告)日：2019-01-25
申请号：CN201811069552.2
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开一种基于海水冷却的热管式非能动余热排出系统，包括反应堆压力容器，反应堆压力容器的一次侧管路通过热管段与热源热管式换热器的一端连接，热源热管式换热器的另一端通过冷管段与反应堆压力容器的一端连接，反应堆压力容器、热管段、热源热管式换热器、冷管段之间形成反应堆压力容器中冷却剂的循环回路；热源热管式换热器的两侧均通过连接管路与冷源热管式换热器连接，热源热管式换热器、冷源热管式换热器、连接管路之间构成封闭环路。本技术方案形成的两道换热循环仅仅依靠两相工质的密度差压头和毛细压头，对设备中冷热阱的位差要求较小，为系统中有效的空间布置提供便利，且提高了换热效率。
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公开(公告)号：CN106651217A
公开(公告)日：2017-05-10
申请号：CN201710009664.8
申请日：2017-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21D3/06
Abstract: 本发明公开了装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段；S2、结合具体的堆芯熔化进程，注水评价方法包括以下子步骤：S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；S23、监测到压力容器下封头熔穿，中止注水；S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。本发明的有益效果是：在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
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公开(公告)号：CN119692226A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411673751.X
申请日：2024-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 崔怀明 , 唐传宝 , 辛素芳 , 黄代顺 , 陈建达 , 李翔宇 , 卢毅力 , 陈飞飞 , 张渝 , 曹锐 , 罗双 , 张明 , 王晨琳 , 刘同先 , 张喜林 , 陈仕龙 , 王啸宇 , 钟睿诚 , 熊夫睿
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F119/06
Abstract: 本发明提供了一种核电厂快速降功率瞬态分析方法及装置，包括：在稳态工况下参数稳定的基础上，针对快速降功率系统投入的瞬态过程进行瞬态计算；根据第一预设参数的变化情况，获取停堆保护信号、大气释放阀开启信号和蒸汽发生器安全阀开启信号的触发情况；若触发停堆保护信号、大气释放阀开启信号或蒸汽发生器安全阀开启信号，则增加快速降功率的功率下降幅度，直至确保甩负荷瞬态过程中不再触发停堆保护信号、大气释放阀开启信号和蒸汽发生器安全阀开启信号中任一信号。本发明通过在瞬态过程中投入快速降功率系统，并有效评价瞬态过程中保护系统的触发情况，以解决现有技术中存在的如何通过减少多余的蒸汽以减小冷凝器的尺寸的技术问题。
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