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公开(公告)号：CN111508623B
公开(公告)日：2022-07-15
申请号：CN202010356287.7
申请日：2020-04-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN113674882A
公开(公告)日：2021-11-19
申请号：CN202110800944.7
申请日：2021-07-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于反应堆安全系统设计领域，具体公开了一种铅铋堆沉浸式非能动余热排出系统及方法，该一种铅铋堆沉浸式非能动余热排出系统包括：反应堆容器、堆芯、蒸汽发生器、热池、冷池、独立余热排出热交换器和空气冷却器；堆芯、蒸汽发生器、热池、冷池和独立余热排出热交换器均位于反应堆容器内，空气冷却器位于反应堆容器的上方，独立余热排出热交换器的一次侧进出口与热池连接，独立余热排出热交换器的二次侧进出口通过连接管路与空气冷却器连接。本发明实现铅铋堆在事故工况下的一回路自然循环、中间回路自然循环，通过空气冷却带走堆芯余热，可靠性高，余热排出能力强，并将反应堆带至安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN106651217B
公开(公告)日：2020-05-05
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：CN106898399B
公开(公告)日：2018-06-26
申请号：CN201710201201.1
申请日：2017-03-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种乏燃料水池严重事故处理方法包括：步骤1：获得乏燃料水池水位信息，判断乏燃料水池事故等级；步骤2：在乏燃料水池运行控制单元设置数据接口，通过数据接口修改乏燃料水池的运行规程；监控中心对乏燃料水池运行进行监控和控制；步骤3：当乏燃料水池事故等级为严重事故时，基于诊断模块，诊断出乏燃料水池严重事故的事故现象；步骤4：基于乏燃料水池严重事故的事故现象，生成相应的事故缓解策略；步骤5：基于生成的事故缓解策略，对乏燃料水池进行相应的处理，实现了事故处理效率较高，且事故的缓解效果较好的技术效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104658623B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN104538068A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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公开(公告)号：CN103871531A
公开(公告)日：2014-06-18
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：CN103871505A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210530187.7
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
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的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，第一步：触发信号；第二步：持续监测；第三步：分析判断；第四步：蒸汽排放速率调节；第五步：快速冷却终止判断。本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
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公开(公告)号：CN212724740U
公开(公告)日：2021-03-16
申请号：CN202021688322.7
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘卢果 , 刘余 , 杜思佳 , 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均匀下降段周向流量分布的压水堆，包括压力容器，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，所述吊篮组件与压力容器之间围成下降段，所述下降段作为一回路冷却剂流至压力容器底部的流道，所述压力容器上还连接有用于引入所述冷却剂的入口接管，还包括设置在所述下降段内的折流件，所述折流件上设置有用于将所述冷却剂折流至入口接管正下侧的折流面。采用本方案提供的压水堆结构设计，可有效均匀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。
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