-
公开(公告)号：CN112182849B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202010920591.X
申请日：2020-09-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本公开属于核电维修技术领域，具体涉及一种再淹没临界后换热分析方法及装置。本公开的方法将骤冷前沿附近的发泡区域从临界后换热区域中剔除出来，避免了发泡区域复杂换热机理，对骤冷前沿下游其他区域换热分析的干扰，有利于更加合理的分析骤冷前沿附近的发泡区域下游区域的换热情况。此外，本公开实施例将骤冷前沿附近的发泡区域下游的区域细分为多个子区域，并根据每个子区域的换热模式确定该子区域的换热量，由此可以更加精细的模拟临界后换热，从而更加精确的模拟再淹没过程的包壳峰值温度以及骤冷前沿推进速率。本公开的再淹没临界后换热分析方法应用于中国自主化失水事故分析程序的开发过程中，为压水堆电站失水事故分析奠定基础。
-
公开(公告)号：CN112418642B
公开(公告)日：2022-03-11
申请号：CN202011294867.4
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06K9/62 , G06F30/20 , G21C15/18 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了核电厂正常余热排出系统完全丧失事故的分析方法及系统，S1：获取压水堆核电厂处于正常余热排出系统投入运行模式下的初始事件，所述运行模式包括模式4和模式5；S2：计算并确定初始事件的发生频率；S3：结合压水堆核电厂工况分类的原则，对正常余热排出系统完全丧失的事件进行工况分类；及根据工况分类的情况，选择验收准则；S4：采用能量平衡的方法分析各个运行工况下正常余热排出系统完全丧失后操作员动作之前反应堆的状态。采用本发明提供的方法，可以量化核电厂在正常余热排出系统丧失后操作员动作之前反应堆的状态，为此类事故的安全评价提供依据。
-
公开(公告)号：CN114117792A
公开(公告)日：2022-03-01
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。
-
公开(公告)号：CN111540487B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
-
公开(公告)号：CN111524623B
公开(公告)日：2022-02-22
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。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111540483B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412147.7
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。
-
公开(公告)号：CN113972016A
公开(公告)日：2022-01-25
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
-
公开(公告)号：CN113593739A
公开(公告)日：2021-11-02
申请号：CN202110831705.8
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法，包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程；给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；根据核电厂状态参数和设备状态确认反应堆是否停堆；根据反应堆是否停堆，执行停机或手动触发停堆未成功执行ATWS响应操作，至反应堆进入安全状态；依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否，根据判定结果执行相应的后续动作或响应操作，直至达到正常余热排出系统可投入运行状态；安全监测及功能恢复过程包括安全监测、安全功能恢复，直至丧失事件解除、返回到事故处理继续相应的后续动作。可全面应对给水流量丧失事故。
-
公开(公告)号：CN113536537A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110647075.9
申请日：2021-06-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及反应堆热工水力设计及安全分析技术领域，具体公开了一种大破口失水事故分析方法及系统。选取核电站大破口失水事故相关的指标参数；建立稳态计算模型，对大破口失水事故相关参数进行稳态计算，并进行稳态计算后的参数值校验；构建瞬态计算模型，并对大破口失水事故相关参数进行瞬态计算，并根据计算结果与实际的破口、核电厂外电情况进行对比，并在出现偏离时，重新构建瞬态计算模型并进行瞬态计算；进行安注水扣除，获得液位参数值，并对瞬态模型进行更新后，在稳态计算结果基础上进行再计算，并在完成计算后，进行参数显示及分析。该方法和系统解决了压水堆大破口失水事故分析的工况多、流程繁琐、人因失误率高的难题。
-
公开(公告)号：CN113436768A
公开(公告)日：2021-09-24
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。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
83
records
(took 0.027 seconds)
