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公开(公告)号：CN108766600B
公开(公告)日：2021-08-17
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
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：CN105047235A
公开(公告)日：2015-11-11
申请号：CN201510309669.3
申请日：2015-06-09
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
摘要： 本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。
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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
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06Q10/06 , G06Q50/06 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21D3/06
摘要： 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：CN104504259A
公开(公告)日：2015-04-08
申请号：CN201410776028.4
申请日：2014-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F19/00
摘要： 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法，包括超压威胁缓解决策评价步骤，还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤，超压威胁缓解决策评价步骤包括：计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1；先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率；再确定安全壳超压临界失效压力F1；考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0；安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法，为应急指挥提供决策依据，主动实施安全壳排放，缓解安全壳超压或氢气威胁，缓解裂变产物释放，减少严重事故后的放射性污染。
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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
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06Q10/06 , G06Q50/06 , G21C15/18 , G21C17/022 , G21D3/06
摘要： 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：CN108597630A
公开(公告)日：2018-09-28
申请号：CN201810386663.X
申请日：2018-04-26
申请人： 中国核动力研究设计院
摘要： 本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。
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公开(公告)号：CN106898399B
公开(公告)日：2018-06-26
申请号：CN201710201201.1
申请日：2017-03-30
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G21D3/06
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开了一种乏燃料水池严重事故处理方法包括：步骤1：获得乏燃料水池水位信息，判断乏燃料水池事故等级；步骤2：在乏燃料水池运行控制单元设置数据接口，通过数据接口修改乏燃料水池的运行规程；监控中心对乏燃料水池运行进行监控和控制；步骤3：当乏燃料水池事故等级为严重事故时，基于诊断模块，诊断出乏燃料水池严重事故的事故现象；步骤4：基于乏燃料水池严重事故的事故现象，生成相应的事故缓解策略；步骤5：基于生成的事故缓解策略，对乏燃料水池进行相应的处理，实现了事故处理效率较高，且事故的缓解效果较好的技术效果。
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公开(公告)号：CN104504259B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201410776028.4
申请日：2014-12-15
申请人： 中国核动力研究设计院
IPC分类号： G06F19/00
摘要： 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法，包括超压威胁缓解决策评价步骤，还进一步包括氢气威胁缓解决策评价步骤、排放终止决策评价步骤、放射性裂变产物释放缓解评价步骤，超压威胁缓解决策评价步骤包括：计算主动排放的放射性剂量后果期望值M1；先计算M1和不排放的放射性剂量后果期望值N1相等时的安全壳超压临界失效概率；再确定安全壳超压临界失效压力F1；考虑一定裕量后计算安全壳压力推荐整定值F0；安全壳的压力达到F0时请求执行主动排放。本发明为严重事故下安全壳主动排放的决策提供了评价方法，为应急指挥提供决策依据，主动实施安全壳排放，缓解安全壳超压或氢气威胁，缓解裂变产物释放，减少严重事故后的放射性污染。
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公开(公告)号：CN104658623B
公开(公告)日：2017-03-01
申请号：CN201510071548.X
申请日：2015-02-11
申请人： 中国核动力研究设计院
CPC分类号： Y02E30/40
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：CN105047236A
公开(公告)日：2015-11-11
申请号：CN201510310146.0
申请日：2015-06-09
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
摘要： 本发明提供了一种反应堆严重事故状态下熔融物滞留非能动冷却系统，包括压力容器壁面与环腔壁面之间的压力容器环腔，该环腔顶部有排汽孔、底部有进水孔，围绕环腔壁面设置环腔水池，水池环腔壁面未被环腔水池包围的部分设置坩埚将其包围，形成坩埚腔室，坩埚向上延伸形成水池环腔，该环腔顶部有排气孔，与坩埚腔室相连通，在坩埚外围有坩埚冷却水池，水池顶部有开口，水池外围是钢安全壳，围绕着钢安全壳上半部有上部水池；环腔水池通过管线与坩埚冷却水池连通；再循环地坑设置在钢安全壳内，通过管线与坩埚冷却水池连通；坩埚腔室通过管线与坩埚冷却水池连通；本发明技术方案根据事故序列中不同衰变热能够实现堆芯熔融物三种层次的冷却和滞留。
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