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公开(公告)号：CN104992045B
公开(公告)日：2017-10-31
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104979020B
公开(公告)日：2017-05-03
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN104992045A
公开(公告)日：2015-10-21
申请号：CN201510276962.4
申请日：2015-05-27
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F19/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆严重事故压力容器下封头内熔池结构计算方法，包括如下步骤：计算下封头堆芯熔融物各组分质量，将计算结果与成分系统相图中的可混溶范围比较，根据比较结果判断熔融物是否分层，如果熔融物出现分层，则比较各层中熔融物的密度得出熔融物的分层结果。本发明所提供的方法，与现有的将熔池结构简单分层的方法相比，区分了堆芯熔融物在不同的迁移方式下的不同计算方法，并在计算过程中充分考虑了成分之间的相互作用，更加准确地判断出熔池结构，从而更为准确地评价严重事故情况下熔融物堆内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN104979020A
公开(公告)日：2015-10-14
申请号：CN201510257178.9
申请日：2015-05-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了小功率核反应堆安全壳氢气风险控制系统及其控制方法，包括非能动惰性气供应系统和钢安全壳系统，钢安全壳系统包括钢制承压安全壳，在钢制承压安全壳内设置有非能动除氢装置，非能动惰性气供应系统包括与钢制承压安全壳内部连通的惰性气储存箱；钢制承压安全壳还连通有排气系统，此外，还包括监测安全壳内氢氧浓度的监测系统。本发明的优点在于：本发明提供了一套适用于小功率核反应堆的氢气控制系统设计新方法，通过向小功率核反应堆的小型钢制安全壳内注入惰性气，并结合非能动氢气消除装置，保证安全壳内的气体混合物处于不可燃状态，从而消除了氢气燃烧爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN106651217B
公开(公告)日：2020-05-05
申请号：CN201710009664.8
申请日：2017-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21D3/06
Abstract: 本发明公开了装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段；S2、结合具体的堆芯熔化进程，注水评价方法包括以下子步骤：S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；S23、监测到压力容器下封头熔穿，中止注水；S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。本发明的有益效果是：在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
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公开(公告)号：CN106651217A
公开(公告)日：2017-05-10
申请号：CN201710009664.8
申请日：2017-01-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21D3/06
Abstract: 本发明公开了装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段；S2、结合具体的堆芯熔化进程，注水评价方法包括以下子步骤：S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；S23、监测到压力容器下封头熔穿，中止注水；S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。本发明的有益效果是：在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
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