一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统

    公开(公告)号:CN116959764A

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202310723093.X

    申请日:2023-06-16

    Abstract: 本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统,涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域,方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素;获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析,基于严重事故序列批量化模拟分析结果,对筛选的关键影响因素进行抽样,形成样本库,通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算,获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值,进行定量化分析,基于定量化分析的结果,获取安全壳压力值的概率分布;根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线,确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。

    下部堆内构件及超临界水冷堆
    9.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119446597A

    公开(公告)日:2025-02-14

    申请号:CN202411550725.8

    申请日:2024-11-01

    Abstract: 本发明提供一种下部堆内构件及超临界水冷堆,下部堆内构件包括吊篮筒体和堆芯下板,吊篮筒体顶部与上部堆内构件法兰相连接,吊篮筒体外侧与压力容器内侧形成环腔,吊篮筒体内还设有快热燃料隔离筒;堆芯下板安装于吊篮筒体底部,快热燃料隔离筒一端安装于堆芯下板,堆芯下板上设有至少一个位于快热燃料隔离筒内的快中子燃料组件和至少一个位于快热燃料隔离筒外的热中子燃料组件;堆芯下板中部开设有流通腔,堆芯下板底部与压力容器之间形成下腔室,热中子燃料组件和快中子燃料组件的一端分别与流通腔和下腔室连通。上述下部堆内构件,流通腔对两路进入快中子燃料组件内的冷却剂进行搅浑,并合理地分配流量,提高了流量分配均匀性。

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