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公开(公告)号：CN119381034A
公开(公告)日：2025-01-28
申请号：CN202411336091.6
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 马海福 , 黄代顺 , 崔怀明 , 卢毅力 , 邓坚 , 张渝 , 张明 , 曹锐 , 黄涛 , 陈亮 , 罗跃建 , 钱立波 , 吴丹 , 陈伟 , 向清安 , 杜鹏 , 党高健 , 熊青文 , 申亚欧 , 张婷 , 方维扬
Abstract: 本申请提供了一种注水冷却系统及方法，包括压力容器下封头，压力容器下封头外侧设置有压力容器下封头外保温层，压力容器下封头与所述压力容器下封头外保温层之间形成冷却介质流道，压力容器下封头外保温层上设置有向外凸出的保温层流道注水管入口，注水管线的注水出口与保温层流道注水管入口之间设置有非能动注水挡板，非能动注水挡板与注水出口铰接；安全壳大空间内的冷却介质产生浮力推动非能动注水挡板开启，以使冷却介质进入冷却介质流道内对压力容器下封头进行非能动循环冷却。实现了安全壳大空间内冷却介质的非能动自然循环，同时能够在短时间内淹没压力容器下封头。
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公开(公告)号：CN115422739B
公开(公告)日：2023-12-01
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 , G06F18/25 , 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。
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公开(公告)号：CN115659526A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211140209.9
申请日：2022-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于技术两相排放载荷分析领域，具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中，分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征，通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算；所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块，关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法，关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化，为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。
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公开(公告)号：CN115221812A
公开(公告)日：2022-10-21
申请号：CN202210859528.9
申请日：2022-07-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种适用于矩形通道的相间阻力分析方法及装置，包括：根据窄矩形通道，对窄矩形通道的流型进行判断，得到流型判断结果；根据流型判断结果，针对不同流型采用不同的相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为泡状流，则采用第一相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为弹状流，则采用第二相间阻力模型进行相间阻力的计算；若流型判断结果为环状流，则采用第三相间阻力模型进行相间阻力的计算。本发明适用于窄矩形通道内泡状流、弹状流和环状流下的相间阻力计算与分析，采用曳力模型基本形式，在相界面浓度和曳力系数上考虑了矩形通道结构影响；能够提升热工水力特性的两相流动特性及空泡份额分布等现象的预测精度。
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公开(公告)号：CN113299418B
公开(公告)日：2022-03-01
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114068048A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111368752.X
申请日：2021-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆堆芯压力容器低压安注系统、方法、介质，包括全压补水系统、低压安注系统、ADS卸压系统和控制系统，全压补水系统的出水端与压力容器的下降环腔连通，低压安注系统的出水端与所述压力容器的上腔室连通，ADS卸压系统的卸压端与所述压力容器的稳压器的顶部连通，控制系统的信号端分别与所述全压补水系统、所述低压安注系统和所述ADS卸压系统的信号端电连接。本发明中，冷却剂系统压力较高时通过全压补水系统进行堆芯补水，当堆芯补水箱水位降低后，ADS卸压系统阀门开启，通过ADS卸压系统持续进行冷却剂系统卸压，降低堆芯压力，然后通过上腔室注入的低压安注系统进行补水，实现对堆芯长期淹没和有效冷却。
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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：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：CN111554425A
公开(公告)日：2020-08-18
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN109887624A
公开(公告)日：2019-06-14
申请号：CN201910168349.9
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统，包括一级冷却回路、二级冷却回路和三级冷却回路，一级冷却回路为堆芯补水箱与压力容器之间形成的回路，堆芯补水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，压力容器内的含硼水通过管道回到堆芯补水箱内，二级冷却回路为内置换料水箱与压力容器之间形成的回路，内置换料水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，堆芯产生的蒸汽通过自动卸压系统回流至内置换料水箱，三级冷却回路为地坑与堆芯之间形成的自然循环回路。本发明解决了现有冷却系统无法实现安全壳隔离失效时失水事故后堆芯长期冷却的问题。
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