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公开(公告)号：CN108648837B
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN201810460631.X
申请日：2018-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，提高了反应堆的安全性，而且采用非能动安全系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
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公开(公告)号：CN109147969B
公开(公告)日：2020-02-21
申请号：CN201811069319.4
申请日：2018-09-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核反应堆熔融物堆芯滞留非能动冷却系统，在核反应堆严重事故状态下，通过低压安注水箱注水系统和非能动注水冷却系统，带出堆芯衰变热，实现全部或大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态、堆芯支承板保持较低温度，能够支撑燃料组件和堆芯熔池、压力容器下封头内的水不会干涸，即实现熔融物堆芯滞留，防止堆芯熔融物迁移重定位于下封头内导致下封头被融化的情况出现。
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公开(公告)号：CN110728072A
公开(公告)日：2020-01-24
申请号：CN201911012127.4
申请日：2019-10-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种确定数字反应堆计算流体力学分析网格尺寸的方法，包括：将数字化反应堆在空间上划分为一组计算网格，确定各网格的几何尺寸以及各网格中心坐标；获得初始边界条件参数；建立所述一维黎曼问题对应的方程组，求解获得所述网格的精确解；建立一维黎曼问题近似离散求解模型，通过所述模型计算得到所述网格的近似解；将所述网格的近似解与所述网格的精确解进行比较；本方法具有原理清晰、精度高、计算输入简单、计算耗时少的特点，能够满足大规模计算流体力学分析计算网格建模要求并快速确定单元计算网格尺寸，特别适用于大规模CFD计算的网格建模方案评价。
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公开(公告)号：CN105047235B
公开(公告)日：2017-12-29
申请号：CN201510309669.3
申请日：2015-06-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。
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公开(公告)号：CN104409112B
公开(公告)日：2017-07-04
申请号：CN201410717919.2
申请日：2014-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核设备安全技术领域，公开了一种安全壳再循环系统，包括依次连接的安全壳、安全壳过滤排放系统、对空排放机构、用于暂存安全壳过滤排放系统出口排放气体的滞留管线、用于将安全壳过滤排放系统出口排放的气体或滞留暂存的气体回流至安全壳的回流管线、用于将安全壳中的气体抽气排放到安全壳过滤排放系统的卸压管线。本发明在严重事故工况下，不仅能够缓解安全壳超压和氢气的威胁，维持安全壳的完整性，而且能够缓解裂变产物的释放，减少排放气体的放射性；在严重事故的预防和缓解阶段，可以冷凝水蒸汽实现安全壳热阱功能，可以有效执行指定速率的安全壳卸压，准确维持安全壳压力稳定在给定的目标值，维持安全壳微小负压。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104992045A
公开(公告)日：2015-10-21
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN104979024A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257719.8
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；还设置有降压水箱，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区，卸压管A上设置有控制阀A，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C。
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公开(公告)号：CN104979020A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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