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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：CN110415848B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910717159.8
申请日：2019-08-05
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN115659526A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211140209.9
申请日：2022-09-20
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
摘要： 本发明属于技术两相排放载荷分析领域，具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中，分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征，通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算；所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块，关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法，关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化，为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。
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公开(公告)号：CN114038590A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 刘丽莉 , 黄代顺 , 张明 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/02 , G21C15/243
摘要： 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
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公开(公告)号：CN114038589A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111327389.7
申请日：2021-11-10
申请人： 中国核动力研究设计院
发明人： 张明 , 黄代顺 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 刘丽莉 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC分类号： G21C15/18 , G21C15/02 , G21C15/243
摘要： 本发明公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自然循环流道；保温层外侧、第一混凝土墙与安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；堆腔隔间、保温层流道和自然循环流道连通；第二混凝土墙与安全壳混凝土墙侧面形成外侧隔间，第二混凝土墙上部与安全壳混凝土墙顶面之前形成安全壳隔间；保温层流道的出口标高高于第一混凝土墙的标高，第二混凝土墙的标高高于保温层流道的出口标高。本发明提升了核反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN111540485B
公开(公告)日：2022-02-01
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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公开(公告)号：CN107331424A
公开(公告)日：2017-11-07
申请号：CN201710599735.4
申请日：2017-07-21
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/18
CPC分类号： Y02E30/40 , G21C15/182
摘要： 本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。
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公开(公告)号：CN103985422A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC分类号： Y02E30/39
摘要： 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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公开(公告)号：CN116227140A
公开(公告)日：2023-06-06
申请号：CN202211692627.9
申请日：2022-12-28
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F30/20 , G06Q10/0635
摘要： 本申请属于反应堆专设安全系统设计技术领域，具体涉及一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置；该方法，包括：制定初步设计，为后续细化的配置选型建立基础；针对需配置选型的专设安全系统，选择一组初始基准事件清单；PSA模型开发；通过确定论准则和概率论准则筛选出不可接受的设计；其中，所述确定论准则根据现行的核电站安全法规确定；所述概率论准则使用PSA作为设计方案；通过基于决策指标的决策模型，对未被筛除的配置方案进行结构化和多方面的比较，最终完成配置选型。该方法综合了确定论和概率论的互补优势，生成并评估配置方案，指导决策者对专设安全系统进行综合评估选型。
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