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公开(公告)号：CN114662375A
公开(公告)日：2022-06-24
申请号：CN202210330670.4
申请日：2022-03-31
Applicant: 西安交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/25 , G06F30/28 , G06F30/10 , G06F17/11 , G06F119/08
Abstract: 一种快中子堆芯异形燃料结构的生成式设计方法，利用粒子离散化方法结合瞬态传热理论构造快中子堆芯温度场仿真求解工具；借助等几何映射对控制粒子的物理参数施加改变来推动燃料结构形状尺寸变化，并通过循环迭代寻找出最优结构；本发明采用等几何分析法设计异形燃料结构，避免了繁杂的网格划分过程，节约了计算时间；能够自适应网格细化以得到最佳传热结构；设计边界采用函数描述，其结构轮廓更清晰，设计精度更高。
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公开(公告)号：CN111883269B
公开(公告)日：2022-04-22
申请号：CN202010807325.6
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
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公开(公告)号：CN113299417B
公开(公告)日：2022-04-15
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：CN114239279A
公开(公告)日：2022-03-25
申请号：CN202111554341.X
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种反应堆热工安全设计协同装置、方法、终端、存储介质，包括热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块和燃料元件行为分析模块，热工水力瞬态分析模块用于获取事故状态下的系统瞬态特性，并获得系统参数随时间的变化曲线，堆芯热工水力子通道分析模块用于确定燃料烧毁份额，燃料元件行为分析模块用于获得燃料包壳温度峰值以及芯块温度峰值；本发明通过将热工安全设计中的工作分解为热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块、燃料元件行为分析模块，并通过数据传输将各个模块之间的信息进行传输，可以根据具体的设计需求选择合适的模块工作，避免处理大量的、来自不同专业输入数据，提升工作效率和质量。
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公开(公告)号：CN113299413B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202110571646.5
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层的内壁与压力容器的外壁形成保温层流道，压力容器保温层的外壁与堆腔壁形成混合流道，压力容器保温层的底部设置有入口，顶部设置有出口，混合流道与保温层流道通过入口和出口连通；冷却水或/和纳米流体从入口进入保温层流道，并从出口回流至混合流道。本发明的目的在于提供一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，纳米流体仅存在于保温层流道和混合流道内，避免对其他水源带来影响。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111863296B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010811999.3
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度，提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法，实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标，保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
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公开(公告)号：CN114038593A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111365023.9
申请日：2021-11-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 张明 , 邓纯锐 , 余红星 , 邓坚 , 刘余 , 黄代顺 , 丁书华 , 陈亮 , 卢川 , 邹志强 , 杨洪润 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC: G21C17/00 , G21C13/028
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆压力容器下封头失效判定方法，严重事故工况下，根据堆芯熔融物与下封头及下封头配件的作用情况、下封头与下封头配件的形变情况，判断出反应堆压力容器下封头失效模式，所述下封头失效模式的类别大于两种。本发明所提供的核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法可以较全面地评价和判断严重事故工况下核反应堆压力容器下封头的失效。
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公开(公告)号：CN112163298B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011063961.9
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，该方法包括：建立反应堆严重事故计算分析模型；选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；确定卸压阀门开启时间窗口、需要保持开启的时间；使用建立的计算分析模型，对选择的始发事件，进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；对分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。本发明通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到本发明分析方法；满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
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公开(公告)号：CN114018077A
公开(公告)日：2022-02-08
申请号：CN202111518800.9
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了碱金属热管吸液芯及其制备方法和热管，碱金属热管吸液芯包括泡沫金属，所述泡沫金属的表面形成有碱金属针状纳米微粒，制备方法：将泡沫金属浸入含有碱金属离子的混合溶液中，然后取出泡沫金属进行高温烘烤。本发明利用氧化还原反应，采用泡沫金属表面复合针状纳米微粒的方法来形成微纳复合毛细结构，进一步减小微孔孔径，同时提升工质与毛细结构微孔的浸润性，减小接触角，有助于提高毛细极限。
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公开(公告)号：CN111916234A
公开(公告)日：2020-11-10
申请号：CN202010812480.7
申请日：2020-08-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种非能动与能动相结合的核电厂安全注射系统及其使用方法，本发明包括设置在安全壳内的高压安全注射水箱、中压安全注射水箱和低压安全注射系统；高压安全注射水箱充满水，通过平衡管线和注入管线与反应堆冷却剂系统相连通；中压安全注射水箱中充有一定的压缩氮气，且所述中压安全注射水箱设置位置高于堆芯，通过注入管线与反应堆冷却剂系统连接；所述低压安全注射系统采用低压安全注射泵从堆坑蓄水池中取水，注入反应堆冷却剂系统。本发明可以实现高、中、低压等不同压力范围需求的全面覆盖，实现安全注射功能的多样性与可靠性，实现系统结构的简化设置，提升核电厂的安全性与经济性。
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