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公开(公告)号：CN107644694B
公开(公告)日：2019-07-30
申请号：CN201710855409.5
申请日：2017-09-20
申请人： 岭东核电有限公司 , 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： 本发明提供一种核电厂大破口事故分析方法，包括：步骤S1，建立电厂模型用于捕捉现实的大破口失水事故的主要物理现象和瞬态；步骤S2，分析并确定影响主要物理现象和瞬态的关键参数；步骤S3，对关键参数进行分类，关键参数至少分为保守假设参数、抽样参数以及惩罚参数；步骤S4，对保守假设参数设定最恶劣条件假设，并对抽样参数和惩罚参数进行不确定性量化分析，以获得设定水平下的目标参数值；步骤S5，从惩罚参数中选择惩罚模型进行惩罚处理，以使用惩罚处理后得到的惩罚参数获得的目标参数值包络设定水平下的目标参数值。实施本发明实施例，降低了最佳估算+不确定性分析方法的抽样计算，并减少了确定论现实方法的保守裕度。
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公开(公告)号：CN107767025A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201710855391.9
申请日：2017-09-20
申请人： 中广核研究院有限公司 , 岭东核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
CPC分类号： G06Q10/0635 , G06Q50/06
摘要： 本发明公开了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤：1)选定初始事件为核电厂大破口失水事故；2)根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；3)针对事件树分析结果，结合故障树分析，综合考虑多种失效数据，量化所有事件序列的发生概率；4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；5)评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量。本发明方法在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的，其分析结果更贴近核电厂的实际情况。
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公开(公告)号：CN107767025B
公开(公告)日：2021-11-23
申请号：CN201710855391.9
申请日：2017-09-20
申请人： 中广核研究院有限公司 , 岭东核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明公开了一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法。该方法主要包括以下步骤：1)选定初始事件为核电厂大破口失水事故；2)根据风险系统评价方法，建立初始事件下的事件树，识别发生大破口失水事故后核电厂对应缓解措施的安全系统的所有可能的响应序列；3)针对事件树分析结果，结合故障树分析，综合考虑多种失效数据，量化所有事件序列的发生概率；4)计算各事件序列对应的包壳峰值温度；5)评估大破口失水事故的包壳峰值温度裕量。本发明方法在传统的确定论分析方法中引入了概率风险评价技术，以达到综合考虑核电厂认知不确性和偶然不确定性的目的，其分析结果更贴近核电厂的实际情况。
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公开(公告)号：CN107644694A
公开(公告)日：2018-01-30
申请号：CN201710855409.5
申请日：2017-09-20
申请人： 岭东核电有限公司 , 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： 本发明提供一种核电厂大破口事故分析方法，包括：步骤S1，建立电厂模型用于捕捉现实的大破口失水事故的主要物理现象和瞬态；步骤S2，分析并确定影响主要物理现象和瞬态的关键参数；步骤S3，对关键参数进行分类，关键参数至少分为保守假设参数、抽样参数以及惩罚参数；步骤S4，对保守假设参数设定最恶劣条件假设，并对抽样参数和惩罚参数进行不确定性量化分析，以获得设定水平下的目标参数值；步骤S5，从惩罚参数中选择惩罚模型进行惩罚处理，以使用惩罚处理后得到的惩罚参数获得的目标参数值包络设定水平下的目标参数值。实施本发明实施例，降低了最佳估算+不确定性分析方法的抽样计算，并减少了确定论现实方法的保守裕度。
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公开(公告)号：CN107068214B
公开(公告)日：2024-03-26
申请号：CN201710322369.8
申请日：2017-05-09
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
摘要： 本发明公开一种核电厂蒸汽大气排放装置，包括排放隔离阀、主排放控制阀及副排放控制阀。排放隔离阀设在与主蒸汽管线连接的第一排放管线上，主排放控制阀与副排放控制阀分别设在与第一排放管线连接的两第二排放管线上。相应的，本发明还公开了一种二回路压力释放方法，若干上述的排放装置分别与若干蒸汽发生器的主蒸汽管线连接。出现事故后，通过控制不同阀门的开闭，先隔离破损蒸汽发生器，由其他蒸汽发生器进行排气而降温降压，最后再对破损蒸汽发生器进行排气使二回路压力降低到饱和压力。本排放装置及方法能够大大减少放射性蒸汽的排放，并且能够防止二回路水在该过程中倒流回一回路。
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公开(公告)号：CN107180659B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN201710321571.9
申请日：2017-05-09
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
摘要： 本发明公开一种变阻力式管道流速限制装置，用于限制管道中流体的流速，包括固定件、支撑件以及限流叶轮，固定件与管道固定，支撑件的一端固定于固定件，支撑件的另一端延伸至管道内，限流叶轮可转动地安装于支撑件的另一端。管道出现破裂时内部流体流速增加，流体产生的垂直于叶轮叶片的分力也增加，使限流叶轮转速增大，扰流作用增强，从而使管道通流面积减小，阻力增大，实现降低流体流速的目的。并且具有流速越大时流动阻力越大的特点。通过预先设置不同的限流叶轮重力或摩擦系数，能得到阻力增大值与流速增大值之间的关系，满足不同需求。并且本装置无需设置传动机构，结构简单、可靠性高，用于核电厂时能够产生较大的安全效益和经济效益。
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公开(公告)号：CN110189839B
公开(公告)日：2022-09-23
申请号：CN201910438468.1
申请日：2019-05-22
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
发明人： 梁活 , 林支康 , 杨江 , 李润聘 , 刘仲昊 , 徐苗苗 , 宋建阳 , 方思远 , 梁任 , 吕逸君 , 曹志伟 , 王婷 , 卢向晖 , 纪文英 , 王仙茅 , 崔旭阳 , 罗汉炎 , 刘建昌 , 路长冬 , 陈韵茵 , 张田
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。
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公开(公告)号：CN111514630B
公开(公告)日：2022-09-09
申请号：CN202010322962.4
申请日：2020-04-22
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
摘要： 本发明公开一种浸没式过滤隔离装置，包括过滤孔板及隔离板，过滤孔板安装于储水装置的吸水口处并浸没于储水装置内，且其上贯穿地开设有多个通水孔，隔离板可移动地安装于储水装置的侧壁，用于可分离地密封过滤孔板上的各通水孔。本发明通过过滤孔板可以预防杂质流入到下游系统，防止下游系统出现堵塞以及设备损坏，并通过隔离板对过滤孔板的密封实现对吸水口的隔离，从而对吸水口至下游隔离阀之间管道上出现的破口进行隔离，从根本上解决储水装置内的水通过这类破口丧失的问题，提高核反应堆电厂的安全性；同时，该浸没式过滤隔离装置的设计、制造、安装和使用都更简单，具有更高的经济性。
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公开(公告)号：CN108091407A
公开(公告)日：2018-05-29
申请号：CN201711103078.6
申请日：2017-11-10
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： 本发明公开了一种高压安注系统及其安全注入方法，高压安注系统包括至少一组高压安注装置；所述高压安注装置包括相接的高压安注单元和硼酸循环单元；所述高压安注单元包括高压安注泵、连接在所述高压安注泵出口和压力容器之间的注入管线、连接在所述高压安注泵入口和安注水源之间的输入管线；所述硼酸循环单元包括硼酸注入箱、连接在所述硼酸注入箱和所述高压安注泵入口之间的硼酸管线。本发明的高压安注系统，取消连接至反应堆一回路系统的冷段和热段管线，通过高压安注泵出口的注入管线直接连接至压力容器，简化系统管线配置；取消了硼酸注入泵及应急注硼管线，应急注硼和高压安注功能通过高压安注泵及注入管线实现，简化系统配置，提高经济性。
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公开(公告)号：CN104658621B
公开(公告)日：2017-03-29
申请号：CN201510043771.3
申请日：2015-01-28
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
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 本发明公开一种核反应堆直接安注系统，用于直接对核反应堆的压力容器提供冷却液，压力容器内设置有吊篮，核反应堆芯设置于吊篮内，压力容器与吊篮之间形成环腔，其包括安注冷源及直接安注管，直接安注管具有入口和出口，所述入口与所述安注冷源连通，直接安注管穿入压力容器内并伸入环腔中，且所述出口位于核反应堆芯的正下方；由于直接安注管直接穿入压力容器内并伸入环腔中，且出口还位于核反应堆芯的正下方，因此当发生失水事故后，通过本发明可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯，从而对核反应堆芯进行及时、有效的冷却和硼化，大大提升控制和缓解事故的能力，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
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