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公开(公告)号：CN119920506A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202411814192.X
申请日：2024-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/04 , G21C17/10 , G21C17/032 , G21C17/12 , G05B19/04
Abstract: 本发明涉及核电厂反应堆多样化保护信号技术领域，具体涉及一种反应堆多样化信号保护系统及控制方法。本发明包括测量单元、处理传输通道、控制单元和延迟环节，测量单元对测量参数进行持续的测量，处理传输通道包括主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，测量单元将测量参数分别传输给主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，处理传输通道将测量参数进行处理，并分别传递给主保护控制单元和多样化保护控制单元，多样化保护处理传输通道中设置延迟环节。本发明能够避免反应堆多样化保护信号先于主保护信号触发，确保在主保护系统能正常工作时，多样化保护系统相关的保护信号不被触发或者在主保护系统保护信号触发之后才被触发。
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公开(公告)号：CN116259429A
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202211695573.1
申请日：2022-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/112 , G21C17/10 , G21C17/12 , G21D3/04
Abstract: 本申请属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种偏离泡核沸腾比在线保护整定值确定方法及装置；该方法，包括：将在线DNBR计算所需的主要参数的不确定性，采用统计学方法进行处理，建立在线DNBR安全限值；结合事故分析确定的DNBR提前保护量和在线DNBR安全限值，确定DNBR在线保护整定值。该方法能够更适时、准确地描述堆芯的运行状况及发出停堆信号，提高机组经济性和安全性。
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公开(公告)号：CN116189930A
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202211716732.1
申请日：2022-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 向清安 , 黄代顺 , 邓坚 , 朱大欢 , 崔怀明 , 张渝 , 卢毅力 , 曹锐 , 邓纯锐 , 邱志方 , 张明 , 武小莉 , 陈宝文 , 刘望 , 邹志强 , 杜政瑀 , 彭欢欢 , 马海福 , 王小吉
Abstract: 本发明涉及熔融物冷却结构技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置，包括：压力容器延长封头、隔离板、压力容器下封头、堆芯下部支承板及压力容器直筒体；本发明通过氧化物牺牲材料降低熔融池体积功率密度、增加熔融池传热面积的方法，实现降低熔融池到下封头壁面的热流密度，提高堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留的有效性。
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公开(公告)号：CN110415848B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN119647316A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626386.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体涉及一种核反应堆安注系统流量需求快速确定方法。包含三个部分，分别针对三类冷却剂丧失事故，第一部分：大破口冷却剂丧失事故；第二部分：中小破口冷却剂丧失事故；第三部分：微小破口冷却剂丧失事故。有益效果在于：相比于传统设计方法中使用的多专业迭代设计论证，本发明实现了高效的正向安注系统容量设计与论证，通过从事故安全需求的角度出发，正向提出最小流量需求，后续的设备设计可基于该最小流量要求，开展最优化设计。一方面缩短了核反应堆安注系统的设计周期，另一方也能利于设备设计的优化，减少设备占地体积，降低安注系统设备及装置的建造成本。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119647315A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626384.8
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于压水反应堆冷却剂系统技术领域，具体涉及一种反应堆冷却剂系统超压保护阀门的排量设计方法。包括如下步骤：步骤1：初始计算输入；步骤2：建立守恒关系式；步骤3：离散求解过程；步骤4：物性更新；步骤5：阀门排量确定。有益效果在于：本发明针对稳压器卸压阀排量初步估算过程计算输入过分依赖经验，计算假设不合理所导致的设计容量过当的问题，通过引入合理热力过程假设，建立了反应堆冷却剂系统‑稳压器事故瞬态条件下冷却剂系统受热膨胀导致的系统压力动态响应分析数学模型，能够较为准确确定卸压阀排量合理范围，实现显著缩短稳压器卸压阀排量设计论证周期和精度，具有原理清晰、计算快捷的显著特点。
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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：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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公开(公告)号：CN110415849B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717175.7
申请日：2019-08-05
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；本系统提高了核电厂的安全性。
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