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公开(公告)号：CN119601267A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411776788.5
申请日：2024-12-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请提供了一种核电厂全厂断电事故后带热系统及方法，包括压力容器、稳压器、蒸汽发生器以及PRS换热器；其中，压力容器和蒸汽发生器形成水循环，蒸汽发生器流向压力容器的路径上设置有第一应急注水泵，注水泵一侧设置有发电机，发电机和第一应急注水泵电连接；压力容器流向蒸汽发生器的路径上连通稳压器；PRS换热器的进气端和蒸汽发生器的顶部连通，且出气端和蒸汽发生器的中部连通，PRS换热器的出气端和蒸汽发生器中部连通的路径上设置有第二应急注水泵；稳压器的顶部设置有安全阀组和快速卸压阀组；蒸汽发生器的顶部设置有大气排放阀。在保证不降低核电厂的安全性的前提下降低核电厂投资，为后续实际工程应用奠定了理论基础。
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公开(公告)号：CN114203315B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202111443140.2
申请日：2021-11-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 何鹏 , 朱加良 , 陈静 , 李小芬 , 徐涛 , 叶宇衡 , 秦越 , 何正熙 , 青先国 , 苟拓 , 李文平 , 王华金 , 刘昌文 , 李红霞 , 吴茜 , 朱毖微 , 吕鑫 , 郑嵩华 , 徐思捷 , 王雪梅 , 邓志光
IPC: G21C17/022
Abstract: 本发明公开了一种压水堆堆腔液位监测系统，包括压力容器组件、测量组件和信号处理设备；所述测量组件包括冷却水液位监测组件；所述冷却水液位监测组件用于测量所述压力容器组件的压力容器外壁和压力容器保温层之间的堆腔流道的压差数据；所述冷却水液位监测组件将测量得到的压差数据传递给所述信号处理设备进行处理，得到堆腔流道冷却水的装量数据。本发明能够准确获得堆腔液位信息，为严重事故监管提供更为可靠全面的信息。
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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。
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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。
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公开(公告)号：CN113421663B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202110676943.6
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 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: 本发明公开了一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：将主系统硼化至冷停堆硼浓度；维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；进行主系统降压；循环直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；进行上封头流体降温；进行主系统降压；隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；将主系统冷却至冷停堆工况；本发明通过设定严格的主系统降温降压执行步骤和限制条件，防止主系统自然循环冷却过程中上封头流动死区流体的闪蒸产汽所导致的自然循环终止，确保了事故后反应堆能够被持续冷却至安全可控的冷停堆状态。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114139403A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111517527.8
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 邹志强 , 冉旭 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 吴丹 , 钱立波 , 武铃珺 , 张航 , 武小莉 , 刘丽莉 , 向清安 , 王小吉 , 彭欢欢 , 杜政瑀 , 许幼幼
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备，方法包括：步骤1，确定允许执行操作的时间窗口；步骤2，将时间窗口按照执行操作进行可用时间划分；步骤3，根据各操作的可用时间获取可用时间影响因子和其他误操作影响因子；步骤4，获得整体操作失误概率；步骤5，对各操作的可用时间进行调整，重复执行步骤3‑步骤4，直到获得的整体操作失误概率最小；步骤6，将所述整体操作失误概率最小值对应的可用时间作为规程整定值输出。本发明采用概率论方法对不同整定值对事故缓解的影响进行定量分析，根据定量分析结果确定最优的参数整定值，可以降低事故后操纵员误操作的概率，提高核电厂安全水平。
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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。
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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。
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公开(公告)号：CN113299417A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110570666.0
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统，包括以下步骤:S1、判定停堆工况下主泵是否运行、判定稳压器压力低低安注闭锁信号是否触发、判定热管段是否处于低过冷度，若上述判定结果均为：“是”，则生成：停堆工况主泵运行安注信号；S2、反应堆一回路的安注系统收到停堆工况主泵运行安注信号后触发执行安注动作；上述核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法：用于实现以停堆工况主泵运行和反应堆冷却剂丧失事故为双约束而触发安注动作。
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公开(公告)号：CN112418642A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011294867.4
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06K9/62 , G06F30/20 , G21C15/18 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；S2：计算并确定初始事件的发生频率；S3：结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；S4：采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。
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