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公开(公告)号：CN110415849B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717175.7
申请日：2019-08-05
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21D3/06
摘要： 本发明公开了一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；本系统提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN110415849A
公开(公告)日：2019-11-05
申请号：CN201910717175.7
申请日：2019-08-05
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21D3/06
摘要： 本发明公开了一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；本系统提高了核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN104504259A
公开(公告)日：2015-04-08
申请号：CN201410776028.4
申请日：2014-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F19/00
摘要： 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法，包括超压威胁缓解决策评价步骤，还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤，超压威胁缓解决策评价步骤包括：计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1；先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率；再确定安全壳超压临界失效压力F1；考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0；安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法，为应急指挥提供决策依据，主动实施安全壳排放，缓解安全壳超压或氢气威胁，缓解裂变产物释放，减少严重事故后的放射性污染。
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公开(公告)号：CN115331844B
公开(公告)日：2024-04-23
申请号：CN202211095093.1
申请日：2022-09-08
申请人： 中国核动力研究设计院 , 海南核电有限公司
发明人： 肖鹏 , 王永明 , 卢迪 , 黄灿 , 廖鸿宽 , 赵德华 , 刘同先 , 胥俊勇 , 于颖锐 , 刘明权 , 李庆 , 王丹 , 关仲华 , 唐霄 , 陈飞飞 , 刘佳艺 , 彭星杰 , 李向阳
摘要： 本发明公开了一种核反应堆次临界下控制棒价值测量方法及系统，在核反应堆处于次临界状态下进行控制棒价值测量，包括：在监管部门释放临界控制点之前：与控制棒束组件落棒时间测量相结合进行控制棒价值测量，或与控制棒驱动机构性能检查相结合进行控制棒价值测量，或在热态落棒时间测量之后直接进行控制棒价值测量；在监管部门释放临界控制点之后，核反应堆临界前直接进行控制棒价值测量；本发明在不违反调试基本原则的基础上，提出次临界控制棒价值测量试验的具体条件和试验方法，从而在保证试验安全的前提下，尽量减少试验占用的关键路径，甚至减少总试验时间，提高电厂的经济性。
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公开(公告)号：CN108766600B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201810549971.X
申请日：2018-05-31
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了一种一回路注水系统，包括安注水箱、用于连接安注水箱与反应堆一回路的连通管道及串联于连通管道上的安注泵，其特征在于，还包括串联在连通管道上的中间水箱；还包括加热装置，所述加热装置用于对中间水箱内的流体进行加热。采用该注入系统的结构设计，在实现含硼水向反应堆一回路注入时，可有效缓解一回路上的热应力，同时，对安全壳喷淋降压效果无影响。
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公开(公告)号：CN109032679A
公开(公告)日：2018-12-18
申请号：CN201810846405.5
申请日：2018-07-27
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F9/4401
CPC分类号： G06F9/4401
摘要： 本发明公开了一种基于可配置数据集合模型的核电厂SAMG自动引导方法，包括以下步骤：S1：将SAMG引导软件分为平台层和机组导则相关层；所述平台层提供SAMG基础功能；所述机组导则相关层预设机组导则文件；S2：所述平台层读取机组导则文件完成SAMG引导软件配置。本发明一种基于可配置数据集合模型的核电厂SAMG自动引导方法，当针对不同机组时，只需要将机组导则文件进行修改，就可以实现对不同机组的适用，具有很好的通用性。
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公开(公告)号：CN103871531B
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201210531664.1
申请日：2012-12-11
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 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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公开(公告)号：CN111446014B
公开(公告)日：2022-04-29
申请号：CN202010265019.4
申请日：2020-04-07
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C17/104 , G21C17/108 , G21C17/12
摘要： 本发明公开了利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，是一种能够在反应堆处于较深次临界时进行控制棒价值测量的方法，记录某一控制棒组提出或插入堆芯后堆芯处于待测状态时源量程探测器中子计数率信号，调取次临界修正因子，经次临界修正因子修正源量程探测器中子计数率信号，再采用修正后的信号进行与基准状态源量程探测器计数率及反应性作对比，最终获得各待测状态下的堆芯反应性，完成刻棒，在保障测量精度的同时，可有效降低经济成本。
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公开(公告)号：CN114018448A
公开(公告)日：2022-02-08
申请号：CN202111314688.7
申请日：2021-11-08
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 朱加良 , 何正熙 , 张显均 , 徐涛 , 何鹏 , 余俊辉 , 王丹 , 关仲华 , 王远兵 , 李小芬 , 陈静 , 李红霞 , 吴茜 , 朱毖微 , 徐思捷 , 邓志光 , 郑嵩华 , 向美琼 , 吕鑫 , 王雪梅 , 叶宇衡 , 秦越 , 李卓玥 , 董晨龙
摘要： 本发明公开了一种LVDT压力传感器、安全壳内过程压力测量系统及方法，LVDT压力传感器包括壳体和设置于所述壳体内的感压元件、测量杆、感应线圈；当所述感压元件发生形变或位移时，所述感压元件改变所述测量杆与所述感应线圈的相对位置关系，使得所述感应线圈中的电感发生变化。本发明的目的在于提供一种LVDT压力传感器、安全壳内过程压力测量系统及方法，对布置和电源设计要求较低，结构简单，且事故下测量性能好。
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公开(公告)号：CN110415848B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
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