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公开(公告)号：CN113488214B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202110830446.7
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 蔡容 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 李峰 , 喻娜 , 陈宏霞 , 程坤 , 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: 为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主系统降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；冷却主系统死区；检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
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公开(公告)号：CN113744902B
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202110831664.2
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 李峰 , 冉旭 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 喻娜 , 陈宏霞 , 蔡容 , 程坤 , 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: 为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。
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公开(公告)号：CN114647939B
公开(公告)日：2023-09-19
申请号：CN202210290061.0
申请日：2022-03-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张舒 , 李峰 , 邱志方 , 张卓华 , 鲜麟 , 喻娜 , 方红宇 , 陈宏霞 , 吴鹏 , 张丹 , 杨帆 , 陆雅哲 , 程坤 , 沈才芬 , 蔡容 , 杨韵佳 , 马誉高 , 习蒙蒙 , 周科
Abstract: 本发明公开了一种船用核动力装置多样化保护参数的选取方法，包括以下步骤：Step1.确定DAS分析使用的验收准则；Step2.根据Step1中的验收准则初步确定DAS的功能需求；Step3.基于Step2提出的DAS功能需求，进行DAS安全功能设计；Step4.在满足Step3的DAS安全功能的前提下，选取DAS自动驱动信号作为DAS保护信号；Step5.设计DAS保护信号整定值。本发明在设置于安全级平台之外的DAS系统中选取合理的紧急停堆和专设系统保护信号以及对应的整定值，可在安全级平台发生SWCCF时对船用核动力装置进行保护。
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公开(公告)号：CN115048797B
公开(公告)日：2023-08-25
申请号：CN202210736275.6
申请日：2022-06-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 杨韵佳 , 黄代顺 , 张渝 , 卢毅力 , 崔怀明 , 李峰 , 鲜麟 , 周科 , 张舒 , 吴鹏 , 陈宏霞 , 吴广皓 , 马誉高 , 喻娜 , 杨帆 , 陆雅哲 , 习蒙蒙 , 初晓 , 蔡容 , 程坤
Abstract: 本发明公开了非能动余热排出系统的优化策略生成方法、装置及介质，包括：针对压水堆核电厂，形成非能动余热排出系统的基准事故清单；根据所述基准事故清单中不同事故类型，明确不同事故的排热措施应能达到的目标效果；并基于所述目标效果确定影响非能动余热排出系统优化的限制性工况；根据所述限制性工况，建立非能动余热排出系统的自动优化策略模型；对所述非能动余热排出系统的自动优化策略模型进行求解，生成非能动余热排出系统的优化策略方案集合；根据所述优化策略方案集合，得到最优策略方案。本发明采用智能优化算法对非能动余热排出系统进行自动优化设计，以缩短产品的研发周期，充分挖掘设计裕量，提高了策略优化生成效率。
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公开(公告)号：CN115266530A
公开(公告)日：2022-11-01
申请号：CN202210906443.1
申请日：2022-07-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N15/08 , G01N23/2251 , G01N23/2202 , G01N1/28 , G01N1/32 , G01N1/36
Abstract: 本发明公开了一种辐照后强放射性UO2核燃料高燃耗微观形貌表征方法，所用试样为具有高燃耗结构试样；表征方法包括寻找试样上的特征区域进行形貌的表征观察，所述特征区域包括试样切割边缘区、燃料芯块边缘磨制脱落微区域、试样磨制完整区，所述试样切割边缘区将燃料相的晶界呈现出来，所述燃料芯块边缘磨制脱落微区域为燃料芯块的部分燃料相脱离形成；在试样切割边缘区表征观察裂变气体聚集形成的气孔在晶界形核的比例、尺寸；在燃料芯块边缘磨制脱落微区域表征观察高燃耗结构的演化状态；在磨制完整区观察气孔的尺寸与分布。本发明利用特征区域对试样高燃耗形貌进行表征，可以清晰获得高燃耗微观结构形貌，以分析高燃耗结构的演化形成。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115078431A
公开(公告)日：2022-09-20
申请号：CN202210680014.7
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01N23/2202 , G01N1/44 , G01N1/28
Abstract: 本发明公开了一种基于自离子辐照后锆合金透射电镜试样制备方法，包括：制备锆合金金属片，对锆合金金属片的第一侧面进行预减薄，并在第一侧面形成凹坑；对锆合金金属片进行重离子辐照，对锆合金金属片的第一侧面进行保护，并对锆合金金属片的第二侧面进行电解双喷减薄；对减薄后的锆合金金属片进行透射电镜分析，若满足要求则判断成功制备锆合金透射电镜试样；本发明通过对锆合金金属片进行辐照前的预减薄和辐照后的单面减薄，能够简单、高效的制备重离子辐照面透射电镜试样，该方法不仅能够获得大面积的辐照损伤薄区，还可以有效的观察大尺寸辐照损伤缺陷，在低能重离子辐照透射电镜制样及分析方面具有广泛的实用性。
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公开(公告)号：CN115064294A
公开(公告)日：2022-09-16
申请号：CN202210680037.8
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种用于小尺寸强放射性试样高温退火的辐射屏蔽装置，包括主体框架、过渡仓、洗气组件和手套组件，主体框架内部设置有热处理实验炉；过渡仓设置在所述主体框架的一侧，且与所述主体框架内部连通；所述洗气组件的进气口与所述主体框架内部连通，所述洗气组件的出气口与热室连通；手套组件设置在所述主体框架的正面，且用于在主体框架内部对试样进行操作；本发明通过设置过渡仓和洗气组件，在将试样放置至主体框架内时，在对试样进行热处理实验时，均可以避免放射性粉尘或尾气泄露；通过设置手套组件，便于直接对主体框架内的试样进行操作，能够实现对小尺寸试样的精准操控。
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公开(公告)号：CN114999693A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210615796.6
申请日：2022-06-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统，涉及反应堆技术领域，其技术方案要点是：稳压器的顶部设置有至少一个排气端口；每一个排气端口均连接有卸压管路；卸压管路的出口端设有至少一个对水排放管路以及至少一个对空排放管路；其中，当主回路发生卸压工况时：在稳压器内的水位达到低水位阈值时，卸压管路与对水排放管路连通，以将稳压器内的部分不凝结气体对水排放；以及，在稳压器内对水排放后的气压达到低压力阈值时，卸压管路切换至与对空排放管路连通，以将稳压器内的剩余不凝结气体对空排放。本发明避免了不凝结气体进入回路，也尽可能降低了气体携带的放射性进入壳内，提高了核动力系统的安全性。
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公开(公告)号：CN114935410A
公开(公告)日：2022-08-23
申请号：CN202210679252.6
申请日：2022-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01K7/04 , G01K1/14 , G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种适用于失水事故快速升温的温度测量方法，包括采用接触式测温装置对非接触式测温装置进行连续标定，拟合温度补偿曲线，修正非接触式测温装置在不同温度下的测温示数；开展模拟失水事故实验并输出根据温度补偿曲线修正后的测温示数；一种适用于失水事故快速升温的温度测量装置，包括实验底座、实验炉体、样品支架、非接触式测温仪、接触式测温传感器和控制系统，样品支架的下端与实验底座的贴合面固定连接，非接触式测温仪设置在实验炉体的上方，接触式测温传感器设置在样品支架上，且与试样贴合；本发明通过接触式测温传感器标定非接触式测温仪的测温示数，然后在进行模拟事故时，可以通过非接触式测温仪实现快速精准的测温。
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公开(公告)号：CN109473185B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201811343178.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00 , G21C17/003 , G21C17/028
Abstract: 本发明公开了一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。本发明包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。本发明获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。
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