一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统

    公开(公告)号:CN116959764A

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202310723093.X

    申请日:2023-06-16

    Abstract: 本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统,涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域,方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素;获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析,基于严重事故序列批量化模拟分析结果,对筛选的关键影响因素进行抽样,形成样本库,通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算,获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值,进行定量化分析,基于定量化分析的结果,获取安全壳压力值的概率分布;根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线,确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。

    一种节省旁流的控制棒和导向管组合结构

    公开(公告)号:CN112837831B

    公开(公告)日:2024-02-06

    申请号:CN202110024701.9

    申请日:2021-01-08

    Abstract: 本发明公开了一种节省旁流的控制棒和导向管组合结构,其特征在于,导向管和控制棒由底端向顶端延伸方向的横截面棒径同步线性减小,所述控制棒全部插入时,导向管和所述控制棒之间环缝宽度保持恒定,所述导向管底端内径为最大值,所述导向管顶端内径为最小值,所述控制棒底端外径为最大值,所述控制棒顶端外径为最小值。当控制棒完全拔出时,对应环缝摩擦阻力系数达到最大,此时旁通流量达到可实现的最小值,从而达到了节省旁通流量的目的。

    用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法

    公开(公告)号:CN116078760B

    公开(公告)日:2024-01-19

    申请号:CN202310079866.5

    申请日:2023-01-29

    Abstract: 本发明提供了用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法,属于反应堆压力容器技术领域,包括:丝束、支撑柱和导流轨道,丝束安装在支撑柱的一端,支撑柱另一端安装在压力容器保温层内侧,丝束距离压力容器下封头设定距离;支撑柱能够在保温层受水蒸汽影响发生高频振动时随保温层振动,从而带动丝束清扫压力容器下封头外表面汽泡,使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离,防止偏离泡核沸腾现象的发生,同时也可通过导热起到一定冷却作用;另外可利用导流轨道进行冷却水导流等方式,有效提升压力容器下封头外壁面CHF,显著增大IVR成功可能性。

    一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统

    公开(公告)号:CN116306335B

    公开(公告)日:2024-01-12

    申请号:CN202211632241.9

    申请日:2022-12-19

    Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统,包括:获取首次熔穿位置,根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息;根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况,获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积;根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况,对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价,从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。

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