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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
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 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
摘要： 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：CN116417170A
公开(公告)日：2023-07-11
申请号：CN202211738329.9
申请日：2022-12-30
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本申请属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种核电厂安全系统配置系统；该系统包括：用于应对设计基准事故的非能动应急堆芯冷却系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳冷却系统。大量的非能动系统的配置，充分利用了自然循环、重力等非能动特性，极大提高了核电厂的安全性和可靠性，通过非能动安全系统配置方案取消能动设备、取消外部动力源、减少安全支持系统、取消安全级的应急柴油发电机组等措施，简化系统的设计、建造、运行和维护，在确保安全性的同时进一步提高机组经济性。
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公开(公告)号：CN116151144A
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202211719383.9
申请日：2022-12-30
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/28 , G06F30/17 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
摘要： 本发明属于反应堆安全阀技术领域，具体涉及一种两相传热传质过程的先导式安全阀模拟方法。本发明包括如下步骤：步骤1、确定先导式安全阀虚拟喉部直径L；步骤2、先导式安全阀开启过程功能模拟；步骤3、两次热工水力设计校核。本发明能够模拟先导式安全阀在整个流体系统中的行为和功能，为工业流体领域力学分析、瞬态模拟、安全评价提供技术支持。
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公开(公告)号：CN114038593A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111365023.9
申请日：2021-11-17
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 刘丽莉 , 张明 , 邓纯锐 , 余红星 , 邓坚 , 刘余 , 黄代顺 , 丁书华 , 陈亮 , 卢川 , 邹志强 , 杨洪润 , 张航 , 武铃珺 , 彭欢欢 , 王小吉 , 向清安 , 武小莉 , 许幼幼 , 杜政瑀
IPC分类号： G21C17/00 , G21C13/028
摘要： 本发明公开了一种核反应堆压力容器下封头失效判定方法，严重事故工况下，根据堆芯熔融物与下封头及下封头配件的作用情况、下封头与下封头配件的形变情况，判断出反应堆压力容器下封头失效模式，所述下封头失效模式的类别大于两种。本发明所提供的核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法可以较全面地评价和判断严重事故工况下核反应堆压力容器下封头的失效。
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公开(公告)号：CN108766600A
公开(公告)日：2018-11-06
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
CPC分类号： G21C15/182
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：CN104538068B
公开(公告)日：2017-06-20
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C17/017
摘要： 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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公开(公告)号：CN104658623A
公开(公告)日：2015-05-27
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种应急运行规程与严重事故管理导则的接口管理方法，要求在严重事故前的过渡阶段同时执行应急运行规程和严重事故管理导则。过渡阶段主控室执行严重事故过渡期主控室导则（ICRG），ICRG中只包括严重事故相关的事故管理操作。本发明提出的接口管理方法明确了事故管理的性质归属，将严重事故管理的所有相关对策归入SAMG，应急运行规程中不包含严重事故的相关操作。本发明特别适用于配置了严重事故缓解设备的新型电厂，为了保证严重事故阶段设备的有效运行，有些严重事故缓解设备必须在堆芯损坏前开始执行相关的准备操作。
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公开(公告)号：CN116259429A
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202211695573.1
申请日：2022-12-28
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C17/112 , G21C17/10 , G21C17/12 , G21D3/04
摘要： 本申请属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种偏离泡核沸腾比在线保护整定值确定方法及装置；该方法，包括：将在线DNBR计算所需的主要参数的不确定性，采用统计学方法进行处理，建立在线DNBR安全限值；结合事故分析确定的DNBR提前保护量和在线DNBR安全限值，确定DNBR在线保护整定值。该方法能够更适时、准确地描述堆芯的运行状况及发出停堆信号，提高机组经济性和安全性。
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公开(公告)号：CN116189930A
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202211716732.1
申请日：2022-12-29
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 向清安 , 黄代顺 , 邓坚 , 朱大欢 , 崔怀明 , 张渝 , 卢毅力 , 曹锐 , 邓纯锐 , 邱志方 , 张明 , 武小莉 , 陈宝文 , 刘望 , 邹志强 , 杜政瑀 , 彭欢欢 , 马海福 , 王小吉
摘要： 本发明涉及熔融物冷却结构技术领域，具体涉及一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置，包括：压力容器延长封头、隔离板、压力容器下封头、堆芯下部支承板及压力容器直筒体；本发明通过氧化物牺牲材料降低熔融池体积功率密度、增加熔融池传热面积的方法，实现降低熔融池到下封头壁面的热流密度，提高堆芯熔融物在压力容器内的冷却与滞留的有效性。
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公开(公告)号：CN111916231B
公开(公告)日：2022-04-01
申请号：CN202010812102.9
申请日：2020-08-13
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 李松蔚 , 刘卢果 , 刘余 , 杜思佳 , 邓坚 , 黄代顺 , 李喆 , 沈才芬 , 邱志方 , 黄慧剑 , 张勇 , 周铃岚 , 陈曦 , 王啸宇 , 辛素芳 , 刘伟 , 王玮 , 李浩 , 李燕
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本方案公开了一种可均匀堆芯流量分配的压水堆，包括压力容器及设置在压力容器上的入口接管，所述入口接管用于向压力容器内导入一回路冷却剂，还包括设置在压力容器内的吊篮组件，还包括固定于吊篮组件外壁上的导流块，所述导流块上设置有第一导流面，所述入口接管的出口端局部朝向所述第一导流面，且第一导流面的上端与下端两者中，上端位于下端外侧的倾斜面。采用本方案提供的压水堆结构设计，可有效均匀以上下降段内冷却剂周向分布的均匀性，达到利于优化反应堆热工水力性能的目的，同时该结构的运用并不影响压力容器本身。
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