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公开(公告)号：CN116759124A
公开(公告)日：2023-09-15
申请号：CN202310531487.5
申请日：2023-05-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂反应堆功率控制系统输入信号修正方法。本发明包括如下步骤：S1、反应堆功率控制系统采集来自核仪表系统的NS以及来自堆芯测量系统的Ncore；S2、所述实时堆芯中子注量率信号Ncore和核功率测量信号NS在加法器中进行比较，得到功率偏差初始信号NE1；S3、所述功率偏差初始信号NE1进入功率偏差逻辑处理器进行逻辑处理，输出NE2；S4、根据运行情况和规程在核功率修正选择器中选择修正方式，输出NE；S5、核功率测量值信号NS和核功率修正信号NE在加法器中运算，得到控制用核功率信号NC。本发明能够更准确地反映堆芯功率的真实情况；修正后的核功率信号用于反应堆功率控制系统，提高了电厂运行的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN116227140A
公开(公告)日：2023-06-06
申请号：CN202211692627.9
申请日：2022-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q10/0635
Abstract: 本申请属于反应堆专设安全系统设计技术领域，具体涉及一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置；该方法，包括：制定初步设计，为后续细化的配置选型建立基础；针对需配置选型的专设安全系统，选择一组初始基准事件清单；PSA模型开发；通过确定论准则和概率论准则筛选出不可接受的设计；其中，所述确定论准则根据现行的核电站安全法规确定；所述概率论准则使用PSA作为设计方案；通过基于决策指标的决策模型，对未被筛除的配置方案进行结构化和多方面的比较，最终完成配置选型。该方法综合了确定论和概率论的互补优势，生成并评估配置方案，指导决策者对专设安全系统进行综合评估选型。
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公开(公告)号：CN116168866A
公开(公告)日：2023-05-26
申请号：CN202211720650.4
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 陈宏霞 , 喻娜 , 黄代顺 , 卢毅力 , 崔怀明 , 鲜麟 , 李峰 , 杨帆 , 程坤 , 周科 , 陆雅哲 , 初晓 , 习蒙蒙 , 蔡容 , 张舒 , 吴鹏 , 杨韵佳 , 王晨阳 , 徐青蓝 , 陈果 , 马海福 , 陈伟 , 吴广皓
Abstract: 本申请属于压水堆核电厂设计技术领域，具体涉及一种非能动余热排出系统容量需求确定方法及装置；该方法，包括：根据核电厂设计特性，梳理非能动余热排出系统所要应对的设计基准事故清单；根据所述设计基准事故清单，明确各事故发生后非能动余热排出系统达到的效果；根据明确的各事故后非能动余热排出系统达到的效果，确定非能动余热排出系统的限制工况；对确定的限制工况进行分析，从初始工况、反应堆保护和控制、堆芯相关假设等方面进行保守考虑，确定各限制工况下非能动余热排出系统的容量要求；根据对限制工况的分析结果，综合考虑以确定合适的非能动余热排出系统的容量范围，为新型核电厂非能动余热排出系统容量设计提供支持。
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公开(公告)号：CN116052915A
公开(公告)日：2023-05-02
申请号：CN202211725575.0
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G21C17/02 , G21D1/00 , G06F30/23 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆一回路系统疲劳状态监测方法和装置，本发明一方面通过关键位置传感器精确采集被测部件的温度状态，进而有效降低疲劳计算中的保守性，另一方面通过自动修正算法，在运行过程中构建了监测位置与现有传感器的对应关系，实现疲劳计算的自动修正，而无需对故障传感器进行更换和维修，保证了监测的准确性和可靠性，同时极大降低了监测装置的维修成本。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114496315A
公开(公告)日：2022-05-13
申请号：CN202210147487.0
申请日：2022-02-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C7/00 , G21C17/108
Abstract: 本发明公开了以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：从已运行反应堆所循环卸出的组件中筛选出达到预设燃耗深度的已辐照燃料组件；将已辐照燃料组件装入新反应堆中靠近堆外源量程探测器侧，作为首循环启动中子源。本发明将已运行的反应堆经过论证后的已辐照燃料组件装入新反应堆，用作新反应堆首循环的启动中子源；使得新反应堆不需要再使用一次中子源组件，为新反应堆省略了一次中子源组件，继而减少了放射性废物产生量，可显著降低放射性废物贮存和后处理成本；同时布置方式简单，避免了对临界安全不利的盲区问题。
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公开(公告)号：CN114200502A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111517533.3
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 为解决传统的核级树脂研究的因素单一导致难以准确把握核级树脂在不同物理场下的性能的技术问题，本发明实施例提供一种核级树脂综合应用性能测试装置，包括：闭环检测一回路；闭环检测一回路设有：水质控制单元，用于控制水质，水质控制单元的出水口与温度控制单元的控温管道连通；温度控制单元，用于控制出水管道来水的温度，温度控制单元的控温管道与树脂辐射测试单元连通；以及树脂辐射测试单元，树脂辐射测试单元的进水口与温度控制单元的出水管道连通；树脂辐射测试单元的出水口与水质控制单元的进水管道连通。本发明实施例实现了对核级树脂的水质、温度以及辐射等多种物理场的综合性能测试。
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公开(公告)号：CN109036603B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201810841311.9
申请日：2018-07-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/20
Abstract: 本发明公开了一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法，全堆芯共采用221组燃料组件，堆芯活性段高度为14英尺，热功率不低于4588MWt，每次加入80～116组新燃料组件。新燃料组件的富集度配比可根据循环长度的具体要求灵活调整，可实现不低于55EFPD的调整范围，通过增减新燃料组件可额外实现±30EFPD左右的机动循环。新燃料组件所带载钆燃料棒的数量及钆的质量分数可以根据展平堆芯功率分布的需要加以确定。新燃料组件的轴向分区可根据堆芯轴向功率分布变化特性加以设置。该方法能够满足核电厂向18～24个月长循环燃料管理过渡的需求，可增加发电量，降低电厂比投资，并抑制堆芯轴向功率的振荡、提高堆芯轴向安全特性。
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公开(公告)号：CN111816334A
公开(公告)日：2020-10-23
申请号：CN202010699097.5
申请日：2020-07-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨志海 , 周高斌 , 罗英 , 崔怀明 , 钟元章 , 于天达 , 李兰 , 肖锋 , 邱天 , 谭怡 , 杨立才 , 唐松乾 , 杨敏 , 马姝丽 , 王昫心 , 王明利 , 王亚曦 , 曾鹏 , 郑浩
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明公开了一种辐照监督管，辐照监督管内布置有第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块；第一活化剂量探测器块和第三活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管上下两端处，第二活化计量探测器块位于或位于靠近辐照监督管中部；第一活化剂量探测器块、第二活化计量探测器块和第三活化计量探测器块中均设有活化计量探测器，活化计量探测器包括Fe探测器、Cu探测器、Ti探测器、Ni探测器和Nb探测器。本发明采用了R.G.1.190中推荐的全部活化剂量探测器，提高了活化剂量探测器种类多样性，有利于提高中子测量精度；在此基础上，取消了裂变剂量探测器。
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公开(公告)号：CN111508626A
公开(公告)日：2020-08-07
申请号：CN202010349273.2
申请日：2020-04-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂系统，包括三个联到反应堆压力容器的传热环路；每个传热环路包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，每个传热环路中的两台反应堆冷却剂主泵的吸入口与对应传热环路中的蒸汽发生器的一次侧出口水室相连、且两台反应堆冷却剂主泵的排出口与反应堆压力容器(000BA)的冷段回水接口相连，每个传热环路中的蒸汽发生器的一次侧入口水室与反应堆压力容器(000BA)的热段排水接口相连。本发明中的每个传热环路中其包括一台蒸汽发生器和两台反应堆冷却剂主泵，因此构建的1个环路一出两进，总共是三出六进。相对于四环路对应四个系列的安全系统，可以明显的降低核电机组的造价，提高经济性。
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