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公开(公告)号：CN109859866B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低‑3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低‑3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
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公开(公告)号：CN111540485B
公开(公告)日：2022-02-01
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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公开(公告)号：CN111561690B
公开(公告)日：2021-12-21
申请号：CN202010418693.1
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法，所述控制方法包括以下步骤:S1、通过核电厂重要状态参数和设备状态情况判定事故发生原因；S2、根据判定的事故发生原因进行对应措施的排除故障操作；S3、若排除故障操作成功，则执行S31；若排除故障操作不成功，则执行S32；S31、选择完好态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作和排汽控制操作，直到达到冷停堆状态；S32、选择故障态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作，直到达到冷停堆状态。
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公开(公告)号：CN113744902A
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN202110831664.2
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 程坤 , 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: 为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
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公开(公告)号：CN113488214A
公开(公告)日：2021-10-08
申请号：CN202110830446.7
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 蔡容 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 程坤 , 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: 为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主系统降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；冷却主系统死区；检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113421676A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110676889.5
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 , 钱立波 , 陈伟 , 张晓华 , 吴丹 , 陈宏霞 , 杨帆 , 朱加良 , 何鹏 , 周科 , 吴鹏 , 初晓
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。
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公开(公告)号：CN113421664A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110699326.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于安全壳和反应堆容器的铅基快堆非能动余热排出系统，涉及核反应堆技术领域，其技术方案要点是：堆坑的腔室内设有隔离围板，隔离围板与堆坑内壁之间形成外腔室，隔离围板与反应堆容器外壁之间形成内腔室，隔离围板穿设有将外腔室、内腔室连通的连通孔；冷却水箱的输出端口与外腔室的输入端口之间通过配置有隔离阀的管道连通设置，内腔室的输出端口与安全壳的内部空间连通；安全壳内壁设有至少一个收集器，收集器的输出端口与冷却水箱的输入端口之间通过管道连通。本发明提供的余热排出系统采用非能动技术，在反应堆的正常排热途径失效时，不依赖外部动力电源导出堆芯余热，从而确保反应堆的安全。
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公开(公告)号：CN112906201A
公开(公告)日：2021-06-04
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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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：CN111128414A
公开(公告)日：2020-05-08
申请号：CN201911414032.5
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
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