-
公开(公告)号：CN113972016B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
-
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。
-
公开(公告)号：CN115422739A
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202211054204.4
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06K9/62 , G06F111/08
Abstract: 本发明公开了一种复数可选模型融合方法、装置、终端及可读存储介质，包括确定模拟某个现象的可选模型的数量；获取每一个可选模型的最佳权重因子；将各个可选模型的输出乘以最佳权重因子并加和，构建最佳融合模型；本发明通过获取多个可选模型进行最佳权重因子，并构建最佳融合模型，能够消除程序中存在复数个可选模型时人为选择模型可能引入的认知不确定性，同时通过构建最佳融合模型使得模型具有更广泛的应用范围，解决在缺乏实验数据支撑时模型可能存在的不适用问题，大大增加程序模拟的精度，减少模型在模拟过程中引入的不确定性，在提高安全分析可靠性的同时更准确地预测安全裕量。
-
公开(公告)号：CN115410726A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202211122418.0
申请日：2022-09-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开了一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法；卸压系统包括保护壳；保护罩，位于保护壳内且内部填充有惰性气体或氮气；爆炸装置，设于保护罩的内部；触发机构，连接爆炸装置，用以在卸压系统启动时触发爆炸装置发生爆炸；撞击部，具有一撞击端和连接端，连接端连接保护壳，撞击端位于保护罩外部的一侧，且触发后触碰保护罩使其产生气体泄漏点；控制系统，用于在卸压系统启动时控制触发机构动作；控制撞击端动作；以及控制保护壳开启。该卸压系统简单易行，造价低廉，用于三代改进型核电站严重事故工况主动卸压，大大降低了研究费用、运行费用，缩短了研究时间。且整个卸压系统运行安全可靠。
-
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。
-
Patent Agency Ranking
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。
-
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。
-
公开(公告)号：CN114040626A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111327425.X
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明实施例提供一种适用于电气电子设备的机柜，所述机柜内设有布置区域；所述布置区域包括：机箱区域，用于设置机箱，设于机柜内中部；终端模块及配线区域，终端模块及配线区域的一侧设于机柜内机箱区域的一侧；基本安装件及布线区域，位于机箱区域的相对两侧；以及器件安装区域，设于机柜内靠近基本安装件及布线区域和终端模块及配线区域的角部；所述机箱区域的一侧与所述机箱区域的相对两侧相邻。本发明实施例通过机箱区域、终端模块及配线区域、基本安装件及布线区域和器件安装区域改变现有机柜的布置格局，避免了现有机柜空余空间浪费较大的问题，大大提高了机柜内部的空间利用率的同时保证了可操作性。
-
公开(公告)号：CN113421670A
公开(公告)日：2021-09-21
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。
-
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。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
94
records
(took 0.047 seconds)
