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公开(公告)号：CN111524623A
公开(公告)日：2020-08-11
申请号：CN202010362597.X
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压力容器安全系统技术领域，具体涉及一种稳压器安全阀定值和排布方法，所采用的技术方案是：包括以下步骤：假定n组安全阀的定值；根据超压情况下安全阀开启对下游管道造成的载荷大小，确定n组安全阀开启的时间间隔；对n组安全阀的所有排布方式，进行排放载荷测试；从排放载荷测试的结果中，挑选出能够将排放流量峰错开的安全阀定值和排布方式；从而同时确定稳压器安全阀的定值和排布方式。能够确保反应堆系统在发生超压事故下的安全性，以及稳压器排放管线和相关支撑在发生阀门误开启事故时所受载荷和应力在可承受范围之内；能够用于三代压水堆核电厂(站)以及军用核动力装置的稳压器安全阀定值的确定和排布。
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公开(公告)号：CN104332207B
公开(公告)日：2017-01-18
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN104538068A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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公开(公告)号：CN104332207A
公开(公告)日：2015-02-04
申请号：CN201310307099.5
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步：安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
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公开(公告)号：CN103871531A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210531664.1
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法。它包括如下步骤，第一步：发生了导致所有辅助给水泵启动的事故；第二步：停运辅助给水泵；第三步：判断是否需要再启动辅助给水泵。本发明的优点是，该方法通过增加保护控制信号，自动调节蒸汽发生器辅助给水的流量，在保证堆芯安全的前提下延长了蒸汽发生器发生满溢的时间，从而延长操纵员不干预事故的时间，减小操纵员的失误。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103871505A
公开(公告)日：2014-06-18
申请号：CN201210530187.7
申请日：2012-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，第一步：触发信号；第二步：持续监测；第三步：分析判断；第四步：蒸汽排放速率调节；第五步：快速冷却终止判断。本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
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公开(公告)号：CN114117792B
公开(公告)日：2023-09-26
申请号：CN202111424450.X
申请日：2021-11-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析，包括：S1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；S2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；S3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；S4.建立满足双95％要求的分析方法。本发明实施例通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
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公开(公告)号：CN115169265A
公开(公告)日：2022-10-11
申请号：CN202210900076.4
申请日：2022-07-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F30/22 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于数值分析的搅混系数分析方法、系统、设备和介质，方法包括：获取带格架棒束的燃料组件三维模型；采用CFD分析方法，对所述燃料组件三维模型进行数值分析，得到基于CFD的冷热通道温差结果；采用子通道分析方法，在相同公开下进行建模计算，得到基于子通道的冷热通道温差结果；比较基于CFD的冷热通道温差结果和基于子通道的冷热通道温差结果，确定当前工况下的搅混系数。相较于现有通过实验获得搅混系数的方式，本发明利用数值模拟分析方法，能够快速且准确的获得燃料组件的搅混系数。
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公开(公告)号：CN113436768B
公开(公告)日：2022-05-20
申请号：CN202110697102.3
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 张晓华 , 陈宏霞 , 蔡容 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域，具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法，包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值，简单、合理、准确，指导操作员正确调节和维持稳压器水位，解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。
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公开(公告)号：CN113421676B
公开(公告)日：2022-05-10
申请号：CN202110676889.5
申请日：2021-06-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 喻娜 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 丁书华 , 鲜麟 , 钱立波 , 陈伟 , 张晓华 , 吴丹 , 陈宏霞 , 杨帆 , 朱加良 , 何鹏 , 周科 , 吴鹏 , 初晓
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置，该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性，根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性，采用事故规程整定值方法，计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并，得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息，进行整定值的验证，判断核电厂是否达到预期效果，若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整，直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。
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