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公开(公告)号：CN119691967A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411495103.X
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C15/18 , G21C15/243 , G06F111/04 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种安全注射系统的设计方法及装置、存储介质、计算机设备，主要在于解决如何在有限的空间下，设计满足浮动式反应堆既定安全目标的安全注射系统的问题，包括：构建包含水箱、隔离阀、泵和止回阀的单列安全注射方案，并建立相对应的单列故障树；基于单列故障树确定与单列安全注射方案相对应的第一系统失效概率。判断第一系统失效概率是否满足安全要求；若满足则将单列安全注射方案确定为安全注射系统设计方案；若不满足则基于多种连接方式构建多列安全注射方案，并分别建立与各个多列安全注射方案相对应的多列故障树；基于多列故障树确定第二系统失效概率；并基于第二系统失效概率从各个多列安全注射方案中确定安全注射系统设计方案。
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公开(公告)号：CN119418964A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411310197.9
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进堆芯系统和补水方法，属于反应堆设备技术领域，包括堆芯压力系统和至少两个安注系统，安注系统包括补水机构和注水机构。本发明通过补水容器内的出水管上自上至下设置的多组过水孔达到自动调节流量的作用，使补水容器输送至压力容器的冷却液流量与需求更匹配，提高补水的持续性，大大延长了补水容器的作用时间，从而降低系统压力，确保在补水容器缺水前可以使低压注水机构投入运行，即降低了低压注水泵的投入压力，结构简单，延长了非能动注入的作用时间，降低了事故初始阶段对应急电源的依赖，同时降低对泵流量和压头的需求，显著提高了安注系统可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN114239279B
公开(公告)日：2023-10-31
申请号：CN202111554341.X
申请日：2021-12-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种反应堆热工安全设计协同装置、方法、终端、存储介质，包括热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块和燃料元件行为分析模块，热工水力瞬态分析模块用于获取事故状态下的系统瞬态特性，并获得系统参数随时间的变化曲线，堆芯热工水力子通道分析模块用于确定燃料烧毁份额，燃料元件行为分析模块用于获得燃料包壳温度峰值以及芯块温度峰值；本发明通过将热工安全设计中的工作分解为热工水力瞬态分析模块、堆芯热工水力子通道分析模块、燃料元件行为分析模块，并通过数据传输将各个模块之间的信息进行传输，可以根据具体的设计需求选择合适的模块工作，避免处理大量的、来自不同专业输入数据，提升工作效率和质量。
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公开(公告)号：CN112906201B
公开(公告)日：2023-03-14
申请号：CN202110110001.1
申请日：2021-01-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。
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公开(公告)号：CN115049014A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111076579B
公开(公告)日：2021-06-22
申请号：CN201911407692.0
申请日：2019-12-31
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 柴晓明 , 马誉高 , 余红星 , 杨洪润 , 何晓强 , 邓坚 , 苏东川 , 张卓华 , 丁书华 , 冉旭 , 邱志方 , 刘余 , 李松蔚 , 王金雨 , 曾畅 , 张宏亮 , 李文杰
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明属于核反应堆工程传热技术领域，具体涉及一种采用电磁泵辅助驱动的碱金属热管及其传热方法，包括：电源、电磁泵和热管202，所述电磁泵环套在热管202的外表面，电源连接电磁泵；所述热管202还包括：热管包壳4、热管吸液芯5、热管中心气腔6和保温层7；所述热管包壳4内部为热管中心气腔6；热管中心气腔6外壁设置有热管吸液芯5；热管包壳4的外部中部设置有保温层7；所述电磁泵还包括：电磁泵沟槽、初级铁芯201、内层铁芯203和绕组204；所述电磁泵沟槽的外壁设置有初级铁芯201和绕组204；所述电磁泵沟槽的内部中心固定有内层铁芯203。
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公开(公告)号：CN111899901A
公开(公告)日：2020-11-06
申请号：CN202010808337.0
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及核冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，所采用的技术方案是：包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统，所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱；所述非能动冷却子系统包括第一冷却器，所述第一冷却器与保温层流道相连；所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵，所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。
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公开(公告)号：CN111883269A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010807325.6
申请日：2020-08-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
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公开(公告)号：CN111561690A
公开(公告)日：2020-08-21
申请号：CN202010418693.1
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法，所述控制方法包括以下步骤:S1、通过核电厂重要状态参数和设备状态情况判定事故发生原因；S2、根据判定的事故发生原因进行对应措施的排除故障操作；S3、若排除故障操作成功，则执行S31；若排除故障操作不成功，则执行S32；S31、选择完好态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作和排汽控制操作，直到达到冷停堆状态；S32、选择故障态的蒸汽发生器并对其进行给水控制操作，直到达到冷停堆状态。
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公开(公告)号：CN111540486A
公开(公告)日：2020-08-14
申请号：CN202010300364.7
申请日：2020-04-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明属于反应堆安全技术领域，具体涉及一种小型压水反应堆及安全壳长期非能动热量排出系统。该系统包括非能动余排换热器、低压安注管线、再循环管线、低压安注水箱、安全壳地坑、安全壳和冷凝水收集装置，非能动余排换热器浸没于低压安注水箱中，低压安注箱通过低压安注管线与反应堆下降段相连，安全壳地坑通过再循环管线与反应堆下降段相连。该发明使得小型压水反应堆的安全性提升到了全新的高度，仅仅依赖空气，就可保证反应堆余热长期有效，从设计上实现固有安全，可以取消场外应急，经济性和厂址适应性都将获得极大提升。
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