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公开(公告)号：CN119673514A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411673752.4
申请日：2024-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 崔怀明 , 辛素芳 , 黄代顺 , 陈飞飞 , 张英 , 卢毅力 , 陈建达 , 王晨琳 , 楚晴 , 任春明 , 刘同先 , 陈柯 , 周金满 , 徐良剑 , 黎婧 , 刘宏春 , 张渝 , 罗双 , 郑艳秋 , 张明 , 彭倩 , 邓木春 , 熊夫睿 , 曹锐
IPC: G21D3/08
Abstract: 本发明提供了一种核电厂快速降功率方法及其装置，该核电厂快速降功率方法包括：在甩负荷瞬态过程中，启动快速降功率系统进行快速降功率，直至快速降功率系统的功率下降幅度为第一功率下降幅度，第一功率下降幅度与汽轮机旁路系统容量之和不小于甩负荷至厂用电时负荷的最大下降幅度；在启动快速降功率系统时，闭锁中子注量率负变化率停堆保护。本发明通过根据汽轮机旁路系统容量确定快速降功率的功率下降幅度，以解决现有技术中存在的如何通过减少多余的蒸汽以减小冷凝器的尺寸的技术问题。
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公开(公告)号：CN119673505A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411520135.0
申请日：2024-10-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 黄有骏 , 张芸 , 崔怀明 , 刘宏春 , 周金满 , 李文平 , 卢毅力 , 曹锐 , 杨敏 , 何正熙 , 王晨琳 , 杨戴博 , 李昆 , 张虎 , 辛素芳 , 郑杲 , 蒋天植 , 卓祥林 , 卢佳玮 , 周继翔 , 高志宇 , 罗庭芳 , 杨振雷 , 沈峰 , 王凤
IPC: G21C17/10 , G21C17/038 , G21C9/00
Abstract: 本申请公开反应堆堆芯的在线保护方法、装置、介质及设备，该方法包括：获取当前状态下反应堆中每个控制棒的棒位信息，根据棒位信息和预设的棒态数据库，获得当前状态下全堆功率重构系数；基于当前状态下全堆功率重构系数、探测器电流信号和电厂工况信号，计算得到每个通道的燃料组件线功率密度和偏离泡核沸腾比、全堆的燃料组件线功率密度和偏离泡核沸腾比；比较每个通道的燃料组件线功率密度、全堆的燃料组件线功率密度和预设的线功率密度阈值，每个通道的偏离泡核沸腾比、全堆的偏离泡核沸腾比和预设的沸腾比阈值，确定并输出预保护信号和保护信息。将反应堆功率重构系数参与保护参数计算，提高保护信号准确性和可靠性，提高电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN119647317A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626390.3
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核电热工水力计算技术领域，具体涉及一种反应堆及一回路系统主泵卡转子水力载荷计算分析方法。包括如下步骤：步骤1：主泵还原设计；步骤2：阻力元件模型化；步骤3：计算条件设置；步骤4：完成反应堆及一回路系统主泵卡转子水力载荷计算及分析。本发明的有益效果在于：本发明通过构建反应堆一回路系统简化三维模型，基于能量匹配和阻力平衡技术，实现了反应堆一回路系统瞬态压力波和水力载荷数值计算，可大幅度提高事故工况下反应堆一回路系统流动计算的精度，快速实现反应堆一回路系统瞬态压力计算和安全性评估，为反应堆系统一回路动力学特性分析提供输入。
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公开(公告)号：CN119647238A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626395.6
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/27 , G06F30/28 , G06N3/0442 , G06N3/0464 , G06N3/09 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种矩形流道多物理场智能计算方法。包括如下步骤：步骤1：确定矩形通道两相流动与传热过程有关的输入‑输出匹配的数据对；步骤2：获取与深度学习算法所需的矩形通道两相流动与传热过程有关的输入‑输出匹配的数据对，建立数据池；步骤3：构造损失函数，通过机器学习训练后实现对输出匹配数据进行有监督的回归学习，获得矩形通道两相参数智能计算模型；步骤4：计算与矩形通道两相流动与传热过程有关的输入参数，以获取相应的输出参数，实现矩形通道两相流动与传热过程中的参数快速计算。有益效果在于：可很好地逼近输入‑输出特征，可有效保证智能计算模型的计算精度。
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公开(公告)号：CN119595523A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411681969.X
申请日：2024-11-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明提供了一种针对镍基690合金腐蚀仿真的方法。使用电化学工作站对镍基690样品进行电化学测试，利用镍基690合金的实验数据对近场动力学反应扩散腐蚀模型中的反应系数和扩散系数进行参数校准，基于校准的参数建立近场动力学反应扩散腐蚀模型，可以实现近场动力学反应扩散模型对镍基690合金腐蚀演化的准确仿真，从而能够获得电流密度、腐蚀速率、腐蚀深度演化等信息，对腐蚀过程进行模拟预测。
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Patent Agency Ranking
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：CN119324081A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202411271432.6
申请日：2024-09-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核电站控制棒棒位测量技术领域，具体涉及一种反应堆冗余编码探测型安全级棒位探测器及测量方法，其探测器包括棒位处理设备以及与其电连接的第一棒位测量设备、第二棒位测量设备；以及棒位探测设备，棒位探测设备包括棒位探测器、第一原边绕组、第一辅助绕组、第一副边绕组、第二原边绕组、第二辅助绕组以及第二副边绕组；第一原边绕组、第一辅助绕组和第一副边绕组均与第一棒位测量设备电连接；第二原边绕组、第二辅助绕组和第二副边绕组均与第二棒位测量设备电连接。本发明通过冗余的棒位测量设备与相关绕组的设置，避免了单列棒位测量设备故障时导致堆芯中一个象限的测量棒位不可用的问题。
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公开(公告)号：CN119247206A
公开(公告)日：2025-01-03
申请号：CN202411359295.1
申请日：2024-09-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01R31/54 , G01R31/58 , G01R19/25 , G01R19/165
Abstract: 一种基于模拟量输入信号的断线检测电路，涉及电子技术领域，包括信号接收单元、断线检测单元、电压比较单元、AD采集单元、基准隔离电源和控制单元；信号接收单元的第一回路输入引脚与断线检测单元电连接，信号接收单元的第一回路输出引脚与电压比较单元电连接；信号接收单元的第二回路输入引脚与外部输入接线电连接，信号接收单元的第二回路输出引脚与AD采集单元电连接；断线检测单元的信号输入引脚与外部输入接线电连接，断线检测单元的电源输入引脚与基准隔离电源电连接；电压比较单元通过数字隔离单元与控制单元电连接；AD采集单元通过通信隔离单元与控制单元电连接；该电路具有检测结果准确，且同时能够识别断线情况的优点。
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公开(公告)号：CN114038590B
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 黄代顺 , 张明 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC: G21C15/18 , G21C15/02 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
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公开(公告)号：CN116864170A
公开(公告)日：2023-10-10
申请号：CN202310535230.7
申请日：2023-05-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张英 , 陈智 , 张瑞 , 王华金 , 崔怀明 , 李文平 , 周继翔 , 李羿良 , 肖凯 , 曹锐 , 尤恺 , 赵梦薇 , 陈柯 , 黄柯 , 杨鹏程 , 蒲笑非 , 段峰 , 陈冠宇
Abstract: 本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂高低负荷不同控制策略切换方法。本发明包括如下步骤：S1、低负荷控制模式，获得低负荷控制允许信号P＝1，高负荷控制允许信号P1＝0，获得控制棒自动动作信号C；S2、低负荷控制模式向高负荷控制模式切换；S3、高负荷控制模式，获得控制棒自动动作信号C；S4、高负荷控制模式向低负荷控制模式切换；S5、控制棒将切入手动控制模式，高低负荷控制通道的自动控制信号均无效。本发明能够实现高低负荷工况下反应堆功率控制系统自动控制信号的相互稳定切换，确保核电厂的经济运行和提高核电厂的运行灵活性。
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