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公开(公告)号：CN119920506A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202411814192.X
申请日：2024-12-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/04 , G21C17/10 , G21C17/032 , G21C17/12 , G05B19/04
Abstract: 本发明涉及核电厂反应堆多样化保护信号技术领域，具体涉及一种反应堆多样化信号保护系统及控制方法。本发明包括测量单元、处理传输通道、控制单元和延迟环节，测量单元对测量参数进行持续的测量，处理传输通道包括主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，测量单元将测量参数分别传输给主保护处理传输通道和多样化保护处理传输通道，处理传输通道将测量参数进行处理，并分别传递给主保护控制单元和多样化保护控制单元，多样化保护处理传输通道中设置延迟环节。本发明能够避免反应堆多样化保护信号先于主保护信号触发，确保在主保护系统能正常工作时，多样化保护系统相关的保护信号不被触发或者在主保护系统保护信号触发之后才被触发。
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公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN118482221A
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410662111.2
申请日：2024-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16K31/02
Abstract: 本发明公开了一种堆芯泄压爆破阀控制方法和控制模块，本发明属于核反应堆保护数字化仪控技术领域，本发明提出的控制方法包括：通过延时继电器和功率继电器完成对充电信号和点火信号的时序约束，保证在特定时序下才能完成点火，在异常时序下不会产生点火动作；延时继电器用于控制充电信号和点火信号两个信号的切换时间逻辑，功率继电器采用的充电信号回路和点火信号回路的触点互斥结构。本发明通过延时继电器和功率继电器来对前级给出的控制信号进行时序约束，保证前级给出的控制信号必须在满足时序要求时才能完成点火动作，如果控制信号存在时序异常，则不能完成点火动作，从而避免误触发，有效降低误动率，保障系统运行可靠性和运行安全。
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公开(公告)号：CN118397887A
公开(公告)日：2024-07-26
申请号：CN202410348927.8
申请日：2024-03-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G09B9/00 , G06F30/20 , G05B19/042
Abstract: 本发明涉及仪控仿真技术领域，具体涉及一种基于虚拟实物模拟技术的核安全级显示单元虚拟化装置，包括：虚拟实物硬件平台和虚拟实物结构外壳，所述虚拟实物硬件平台安装在所述虚拟实物结构外壳内，且所述虚拟实物硬件平台内运行虚拟SVDU软件，所述虚拟SVDU软件用于接收所述虚拟实物硬件平台的输入数据，并且在仿真SVDU运行后向所述虚拟实物硬件平台发送模拟后的输出数据；本发明通过构建与真实SVDU的布局相同的虚拟实物硬件平台和虚拟实物结构外壳，摒弃传统的商用计算机外观结构，实现了虚拟SVDU与实物SVDU完全一致的人机操作方式及高沉浸式的人机操作体验。
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公开(公告)号：CN115600518B
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202211286530.8
申请日：2022-10-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/28 , G06F17/18 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了基于相分布特征的燃料组件热工性能分析方法及系统，涉及反应堆热工水力设计及安全分析领域，其技术方案要点是：对燃料组件进行两相CFD计算分析，得到燃料组件内的两相CFD计算结果；依据两相CFD计算结果分别确定燃料组件内的流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子；依据流线分布因子、两相气泡尺寸分布因子和空泡包覆因子对燃料组件的热工性能进行综合分析，得到热工性能。本发明大大提升拓展了现有燃料组件热工性能评价因素，快速实现新型燃料组件两相热工性能评价，大大减少了试验的需求，增加了选型的成功率，该方法可应用到核反应堆高热工性能燃料组件研发中。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115408859B
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202211047837.2
申请日：2022-08-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备，包括输入待分析的参数，并在其中抽取敏感性分析样本；模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记；构建B样条基函数；构建翘曲函数的样条基函数；进行配准计算，将对齐后的曲线进行取值离散，并获取离散点；执行敏感性分析计算，输出离散点处的各参数的敏感性度量；构建各参数重要度随时间变化规律曲线，及确定各时间阶段内的参数中的重要参数；本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中，可以不依赖于专家经验，快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势，进而确定各事故阶段下的重要参数，达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。
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公开(公告)号：CN112135495B
公开(公告)日：2022-08-09
申请号：CN202011058613.2
申请日：2020-09-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: H05K7/20
Abstract: 本发明公开了一种组合式模块化1U散热装置，本发明的散热装置包括导流框、竖直通风模块和水平通风模块；所述竖直通风模块和水平通风模块均安装在所述导流框；所述导流框用于实现上下机箱间的自然倒流散热；所述竖直通风模块用于实现竖直方向的强制风冷散热；所述水平通风模块用于实现水平方向的强制风冷散热；所述竖直通风模块和水平通风模块均采用独立的控制单元，通过控制竖直通风模块和水平通风模式的工作模式，能够实现多种散热方式。本发明采用组合式模块化设计，可在1U高度的安装空间内实现上下机箱间的自然导流散热或强制风冷散热，并可根据需要调整强制通风量。
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公开(公告)号：CN113395858B
公开(公告)日：2022-07-01
申请号：CN202110691471.1
申请日：2021-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 为解决现有的机柜内机箱两侧空间利用率不足和可操作性差的问题，本发明提供一种机柜走线分区和布置结构，分区包括：机箱线缆布置区域，用于整理机箱的接线线缆并将所述接线线缆导向线缆布置区域；线缆布置区域；以及器件扩展区域，用于扩展器件安装；布置结构包括：线缆托盘，设于机箱线缆布置区域，用于将机箱线缆导向线缆通道区域；分段式线槽，设于线缆通道区域，用于各类线缆汇入走线；线缆导向架，设于线缆分束区域，用于各线缆分层分类捆扎；直通式减宽支架，用于将线缆通道区域和线缆分束区域连成一体形成线缆布置区域；以及器件安装支架，设于器件扩展区域，用于安装扩展器件。本发明实施例具有空间利用率高、可操作性强的特点。
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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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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。
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