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公开(公告)号:CN103019223B
公开(公告)日:2015-07-01
申请号:CN201210479210.4
申请日:2012-11-22
申请人: 北京广利核系统工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
发明人: 张旭 , 郄永学 , 支源 , 高连国 , 姜博 , 张雷 , 朱剑 , 汪绩宁 , 刘向东 , 宋海 , 王丽娟 , 程启英 , 孙学慧 , 朱郁 , 马维 , 宋玉霞 , 毛新民 , 崔吉叶 , 马吉强 , 胡劲松 , 梁中起 , 刘元
IPC分类号: G05B23/02
摘要: 本发明公开一种核电站安全级DCS响应时间测试数据自动处理的方法。通过对波形记录仪记录的模拟工况信号波形文件*.CSV进行自动分析,能够确定每个波形图中的各通道的相应阶跃响应点,从而确定各输出通道的响应时间。重复分析所有同一工况下记录的多个*.CSV文件后,进行汇总和筛选从而得到当前待测设备在此工况下的响应时间。本发明通过计算机自动化、批量化数据分析,为反应堆保护系统响应时间测试数据分析提供了一种更加高效、可靠的方法。
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公开(公告)号:CN103019223A
公开(公告)日:2013-04-03
申请号:CN201210479210.4
申请日:2012-11-22
申请人: 北京广利核系统工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
发明人: 张旭 , 郄永学 , 支源 , 高连国 , 姜博 , 张雷 , 朱剑 , 汪绩宁 , 刘向东 , 宋海 , 王丽娟 , 程启英 , 孙学慧 , 朱郁 , 马维 , 宋玉霞 , 毛新民 , 崔吉叶 , 马吉强 , 胡劲松 , 梁中起 , 刘元
IPC分类号: G05B23/02
摘要: 本发明公开一种核电站安全级DCS响应时间测试数据自动处理的方法。通过对波形记录仪记录的模拟工况信号波形文件*.CSV进行自动分析,能够确定每个波形图中的各通道的相应阶跃响应点,从而确定各输出通道的响应时间。重复分析所有同一工况下记录的多个*.CSV文件后,进行汇总和筛选从而得到当前待测设备在此工况下的响应时间。本发明通过计算机自动化、批量化数据分析,为反应堆保护系统响应时间测试数据分析提供了一种更加高效、可靠的方法。
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公开(公告)号:CN114068053A
公开(公告)日:2022-02-18
申请号:CN202111139014.8
申请日:2021-09-27
申请人: 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C19/307 , G21C7/22
摘要: 本申请涉及三废处理系统技术领域,公开一种核电站反应堆硼水补给系统、方法、控制器及存储介质,用于提高硼水补给效率。核电站反应堆硼水补给系统包括:控制器用于控制硼罐的第一控制阀门开启第一时长后关闭,以使硼罐中的硼料掉落入称重装置的称重架上,称重装置用于将称重架上符合预设重量的硼料运送至调配罐;控制器用于控制容积计量装置的第二控制阀门开启第二时长后关闭,以使水容器中符合预设容量的水运送至调配罐中;控制器还用于当需要向核电站的有关系统输送硼水混合液,且调配罐中硼水混合液的硼浓度数据符合目标浓度值时,将调配罐的第三控制阀门开启,以将调配罐中的硼水混合液运送至核电站的有关系统。
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公开(公告)号:CN108389635A
公开(公告)日:2018-08-10
申请号:CN201711129087.2
申请日:2017-11-15
申请人: 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C15/243 , G21C15/18
摘要: 本发明提供一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置及实验方法,该实验装置包括注储水回路、实验主回路、冷却水二回路及下降回路,实验主回路包括堆坑模拟体、压力容器模拟体、保温层模拟体、腔体及加热模组,冷却水二回路包括换热器及冷却管路,下降回路包括下降自然循环管路和下降强制循环管路,汽水混合物流动路径所在竖向平面与注储水回路输入管道之间设成垂直或夹角。采用上述实验装置及实验方法,通过模拟实际反应堆堆腔的注水过程,实现在自然循环工况和强制循环工况下的堆腔注水实验,结合采用“三维立体供水流动路径”,实现更好调整注水流量及注水过冷度,以提高反应堆堆腔的注水冷却能力和压力容器外壁的临界热流密度的安全裕量。
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公开(公告)号:CN105845187A
公开(公告)日:2016-08-10
申请号:CN201610330389.5
申请日:2016-05-18
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C15/18
摘要: 本发明公开一种电站严重事故缓解系统,包括堆芯安注系统和堆腔注水系统,堆芯安注系统包括连接于一回路系统冷管段的至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统,固定安注子系统还连通设于压力容器一侧的安注箱,临时安注子系统还连接核电站内/外的可用水源;堆腔注水系统包括连通反应堆堆腔的至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统,非能动堆腔注水子系统还连通安注箱,能动堆腔注水子系统还连通注水水源。该电站严重事故缓解系统能有效减少堆芯熔融物质量,推迟严重事故进程,为后续的严重事故缓解措施争取充足的时间,提高堆腔注水的安全裕度,提高IVR策略成功的概率。
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公开(公告)号:CN113678211B
公开(公告)日:2023-12-26
申请号:CN201980095336.1
申请日:2019-12-25
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C17/10
摘要: 一种模拟核电厂RPV换热特性的三维试验系统及三维试验装置(10),三维试验装置(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、设置在下封头(12)内的加热组件;其中,筒体段(11)为非加热段;加热组件设置在下封头(12)内形成三维加热段。该三维试验系统用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面,并且RPV壁面外部流动过程,从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性,从而为研究严重事故缓解系统,即堆坑注水系统的有效性提供数据支持。
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公开(公告)号:CN113728399A
公开(公告)日:2021-11-30
申请号:CN201980095341.2
申请日:2019-12-25
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C17/00
摘要: 一种模拟核电厂RPV换热特性的试验系统及加热测温设备(10),加热测温设备(10)包括筒体段(11)、连接在筒体段(11)下端的半球形的下封头(12)、用于对下封头(12)进行加热的加热组件、设置在下封头(12)内的测温组件;测温组件在下封头(12)的壁厚方向上监测温度变化以监测下封头(12)的表面的温度变化。模拟核电厂RPV换热特性的试验系统,用于模拟核电厂严重事故条件下高温的堆芯熔融物传到RPV壁面并且RPV壁面外部流动过程,从而研究在三维流动条件下RPV外壁面不同位置CHF分布及三维冷却水流动特性,从而为研究严重事故缓解系统—堆坑注水系统有效性提供数据支持。
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公开(公告)号:CN112560360A
公开(公告)日:2021-03-26
申请号:CN202011463714.8
申请日:2020-12-11
申请人: 中广核研究院有限公司 , 中广核研究院有限公司龙岗分公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G06F30/28 , G06F30/13 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
摘要: 本发明公开一种核反应堆严重事故下堆坑注水后RPV的结构完整性分析方法,包括:(1)建立包括RPV内部熔池、RPV固壁和RPV外部堆坑冷却水的瞬态CFD烧蚀传热计算模型;(2)使用CFD动态网格技术进行二次开发计算获得不同时刻的RPV固壁的烧蚀和温度场分布情况;(3)根据CFD耦合烧蚀传热计算获得的RPV烧蚀温度场情况和堆坑流道内的气液两相流分布情况,判断RPV固壁是否会被熔穿;(4)若不被熔穿,则提取CFD计算获得的RPV剩余壁厚和温度场,校核RPV固壁最小剩余壁厚能否满足静力学承载要求;(5)若可以满足静力学承载要求,则继续使用RPV剩余固壁和温度场建立有限元分析模型(FEM),判断剩余固壁能否在RPV内融池重量、RPV自重、内压等作用下,不发生蠕变失效。
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公开(公告)号:CN108389635B
公开(公告)日:2019-11-05
申请号:CN201711129087.2
申请日:2017-11-15
申请人: 岭东核电有限公司 , 中广核研究院有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号: G21C15/243 , G21C15/18
摘要: 本发明提供一种反应堆堆腔注水系统三维模拟实验装置及实验方法,该实验装置包括注储水回路、实验主回路、冷却水二回路及下降回路,实验主回路包括堆坑模拟体、压力容器模拟体、保温层模拟体、腔体及加热模组,冷却水二回路包括换热器及冷却管路,下降回路包括下降自然循环管路和下降强制循环管路,汽水混合物流动路径所在竖向平面与注储水回路输入管道之间设成垂直或夹角。采用上述实验装置及实验方法,通过模拟实际反应堆堆腔的注水过程,实现在自然循环工况和强制循环工况下的堆腔注水实验,结合采用“三维立体供水流动路径”,实现更好调整注水流量及注水过冷度,以提高反应堆堆腔的注水冷却能力和压力容器外壁的临界热流密度的安全裕量。
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公开(公告)号:CN104733059B
公开(公告)日:2017-10-31
申请号:CN201510144555.8
申请日:2015-03-30
申请人: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC分类号: G21C7/32 , G21C13/028
CPC分类号: Y02E30/39
摘要: 本发明公开了一种核电站主泵轴封压力平衡装置及方法,解决了现有技术中存在的当一回路抽真空时,因轴封平衡管形成水封,使得主泵轴封压力不平衡,需要暂停抽真空来拆除平衡管进行排水而耽误工期的技术问题。所述压力平衡装置包括:主泵轴封平衡管(10);设置在平衡管(10)下方的集水箱(20);与平衡管(10)和集水箱(20)连接,用于控制平衡管(10)和集水箱(20)的排水量,以使主泵轴封处于压力平衡状态的阀门组件(30)。该压力平衡装置实现了在整个抽真空过程中不间断地对轴封平衡管进行排水,以维持主泵轴封上下游的压力平衡,无需反复拆装平衡管,减小或避免了平衡管密封性受损的问题,保证了在整个过程中主泵轴封压差平衡的可靠性。
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