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公开(公告)号：CN115982622A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
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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：CN114038590A
公开(公告)日：2022-02-11
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：CN114038589A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111327389.7
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 黄代顺 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 刘丽莉 , 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: 本发明公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自然循环流道；保温层外侧、第一混凝土墙与安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；堆腔隔间、保温层流道和自然循环流道连通；第二混凝土墙与安全壳混凝土墙侧面形成外侧隔间，第二混凝土墙上部与安全壳混凝土墙顶面之前形成安全壳隔间；保温层流道的出口标高高于第一混凝土墙的标高，第二混凝土墙的标高高于保温层流道的出口标高。本发明提升了核反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN103985422A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119688200A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411626404.1
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于反应堆燃料破损探测技术领域，具体涉及一种基于压力传感判断燃料元件状态的方法。包括如下步骤：步骤1：对燃料包壳与芯块间的气隙内压力进行监测；确定包壳出现不同破口尺寸下的气隙压力变化速率参考值；步骤2：对燃料元件状态进行判断；步骤3：在判断燃料元件出现破损后，对燃料包壳的破口尺寸进行估算。本发明的有益效果在于：本发明基于压力传感判断燃料元件状态，可提升燃料元件状态判断的准确性，即时反映燃料元件状态，缩短燃料元件状态判断流程，并针对每个燃料元件独立进行状态监测，可实现破损燃料准确定位，便于后续维修处理。
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公开(公告)号：CN119644396A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626407.5
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01T3/00 , G06F18/2136 , G06N7/01
Abstract: 本发明属于辐射探测技术领域，具体涉及一种可使用多重先验信息的中子能谱解谱方法。包括如下步骤：步骤1：构建训练矩阵；步骤2：进行稀疏训练；步骤3：对中子能谱进行稀疏重构；步骤4：求解中子能谱；步骤5：输出解谱结果。本发明的有益效果在于：本发明可实现中子能谱多重先验信息的使用，从而提高中子能谱解谱的准确度。
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公开(公告)号：CN119643047A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411626403.7
申请日：2024-11-14
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M3/00 , G01K13/024 , G21C17/10
Abstract: 本发明属于反应堆燃料破损探测技术领域，具体涉及一种基于温度传感判断燃料元件状态的方法。包括如下步骤：步骤1：对燃料包壳与芯块间的气隙内温度进行监测，确定包壳出现不同破口尺寸下的气隙温度变化速率参考值；步骤2：对燃料元件状态进行判断；步骤3：在判断燃料元件出现破损后，对燃料包壳的破口尺寸进行估算。本发明的有益效果在于：本发明基于温度传感判断燃料元件状态，可提升燃料元件状态判断的准确性，即时反映燃料元件状态，缩短燃料元件状态判断流程，并针对每个燃料元件独立进行状态监测，可实现破损燃料准确定位，便于后续维修处理。
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公开(公告)号：CN119596894A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411495112.9
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B23/02
Abstract: 本申请公开了一种控制棒驱动系统的运行监测及故障诊断平台、故障诊断方法，涉及核电站技术领域，能够让控制棒驱动系统在运行监测及故障诊断过程中更全面覆盖技术点，极大提升全寿期内控制棒驱动系统运维的安全性。其中平台包括：控制棒驱动系统、数据采集模块、数据处理模块、逻辑处理模块，通过各个功能模块相结合来实时获取不同功能设备关联的运行数据，以实现海量数据的多通道、高精度实时采集存储，然后将运行数据分发至不同数据库和/或不同诊断平台，以通过诊断平台的诊断逻辑对运行数据和/或运行数据的诊断中间数据进行故障诊断。
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公开(公告)号：CN118191684A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410326484.2
申请日：2024-03-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李国勇 , 李梦书 , 郑杲 , 于天达 , 黄可东 , 刘宏春 , 周继翔 , 崔怀明 , 曹锐 , 彭航 , 何正熙 , 许明周 , 陈帅君 , 王春蕾 , 彭子恒 , 唐诗涵
IPC: G01R31/72
Abstract: 本发明公开了一种反应堆驱动机构线圈极性的测试方法、装置及设备，涉及压水堆核电站领域，通过从核电站反应堆驱动机构对应的所有线圈中随机确定一个目标线圈，并向目标线圈施加脉冲电流进行激励，同时获取目标线圈的电流曲线以及其他线圈的感应电压曲线；根据目标线圈的电流曲线以及其他线圈的感应电压曲线，确定目标线圈对应的极性测试结果；可基于核电站现有设备实现，无需硬件改造，通过极性测量可确认驱动机构线圈极性正确，识别由于在核电站建造、调试、维修期间由于误接线导致的极性错误，为驱动机构的正确运行提供保障；适用于国内绝大部分核电站，具有广阔的应用前景。
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