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公开(公告)号：CN111540487B
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202010362381.3
申请日：2020-04-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。
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公开(公告)号：CN114038591A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111456131.7
申请日：2021-12-01
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 习蒙蒙 , 周科 , 冉旭 , 杨帆 , 李峰 , 鲜麟 , 卢川 , 喻娜 , 初晓 , 陆雅哲 , 高希龙 , 杨韵佳 , 刘晓 , 陈宏霞 , 蔡容 , 邓坚 , 刘余 , 杨洪润 , 彭诗念
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种用于核反应堆的一次侧非能动余热排出系统，包括反应堆、冷却水箱、入口管路、出口管路、换热器、控制单元；换热器位于冷却水箱内，入口管路的一端连接反应堆、另一端穿过冷却水箱连接换热器的进口，出口管路的一端连接换热器的出口并穿过冷却水箱连接反应堆，换热器的进口与出口均高于反应堆与入口管路、出口管路连接的出、入口，出口管路位于冷却水箱与反应堆的部分设有隔离阀A，控制单元连接隔离阀A；还设有稳压器，用于监测反应堆压力值并传送至控制单元；当反应堆停堆且反应堆压力值降低至设定值，隔离阀A开启，形成第一换热循环回路。利用非能动方式即可实现排热，无需借助外力，在丧失电源情况下仍然可用。
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公开(公告)号：CN113593739A
公开(公告)日：2021-11-02
申请号：CN202110831705.8
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法，包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程；给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；根据核电厂状态参数和设备状态确认反应堆是否停堆；根据反应堆是否停堆，执行停机或手动触发停堆未成功执行ATWS响应操作，至反应堆进入安全状态；依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否，根据判定结果执行相应的后续动作或响应操作，直至达到正常余热排出系统可投入运行状态；安全监测及功能恢复过程包括安全监测、安全功能恢复，直至丧失事件解除、返回到事故处理继续相应的后续动作。可全面应对给水流量丧失事故。
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公开(公告)号：CN113436768A
公开(公告)日：2021-09-24
申请号：CN202110697102.3
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 程坤 , 冉旭 , 李峰 , 喻娜 , 吴清 , 刘昌文 , 冷贵君 , 张晓华 , 陈宏霞 , 蔡容 , 习蒙蒙 , 陆雅哲 , 杨帆 , 鲜麟 , 方红宇 , 吴鹏 , 初晓 , 周科 , 张舒 , 杨韵佳
Abstract: 本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域，具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法，包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值，简单、合理、准确，指导操作员正确调节和维持稳压器水位，解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。
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公开(公告)号：CN109256223B
公开(公告)日：2019-12-10
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109859866A
公开(公告)日：2019-06-07
申请号：CN201910167974.1
申请日：2019-03-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法，包括以下步骤：第一步：主蒸汽管道破裂事故发生后，“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发，关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀；第二步：“蒸汽管线压力低-3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低-3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率，解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值，从而有效降低燃料元件烧毁的风险，达到缓解事故后果的目的。
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公开(公告)号：CN109256223A
公开(公告)日：2019-01-22
申请号：CN201811343185.0
申请日：2018-11-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种余热排出系统，包括反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵和余热排出冷却器，反应堆压力容器内的热水流入反应堆冷却剂泵经冷却后再流回反应堆压力容器，反应堆冷却剂泵的冷段管道还同时和余热排出冷却器的流入管道连接，余热排出冷却器的流出管道和反应堆压力容器的热段管道相连。还公开了一种余热排出方法。本发明解决了传统的热段流向冷段的余热排出系统中余热排出冷却器海水侧的过冷沸腾以及事故过程中蒸汽发生器二次侧的超压风险等问题。
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公开(公告)号：CN101377399A
公开(公告)日：2009-03-04
申请号：CN200710009473.8
申请日：2007-08-29
Applicant: 中国核动力研究设计院 , 爱德森(厦门)电子有限公司
IPC: G01B7/14
Abstract: 本发明公开了一种利用电容传感器测量金属体之间的间隙的方法，是采用了预置多个具有已知金属体之间的间隙大小的数值的金属标定试件和预置一具有平片式电容探头的电容传感器，所述电容传感器包括一绝缘的薄平片和在薄平片上下端面所设有的作为电容极片的金属薄片，通过将平片式电容探头依次插入各金属标定试件的间隙中，来标定关于金属体之间的已知间隙大小与电容传感器测试数据之间的一一对应关系，在实测中，利用该标定的对应关系以及采用线性计算方式来计算出实际检测数据所对应的间隙的数值，从而得出金属体之间间隙的测量值，该方法比较于现有技术的方法具有检测速度快、检测精度高的特点。
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公开(公告)号：CN119268568A
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202411393869.7
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种辐照后燃料芯体厚度测量方法、热导率测量方法及系统，厚度测量方法包括：采用检定合格的标准厚度量块对激光测厚平台进行水平度校正；校正完成后，测量得到未放置热导率试样的激光测厚平台高度；将热导率试样放置于所述激光测厚平台上，测量得到放置热导率试样的激光测厚平台高度，测量多次；根据多次测量得到高度测量平均值，将高度测量平均值减去未放置热导率试样的高度测量值，得到热导率试样的厚度测量值。本申请采用热室内激光测厚方式，实现了辐照后热导率试样热室内操作要求，大幅降低了高放射性试样对人员的不利影响；同时保证了辐照后热导率试样的厚度测量精度。
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公开(公告)号：CN118999375A
公开(公告)日：2024-11-22
申请号：CN202411393874.8
申请日：2024-10-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本申请公开了一种辐照后燃料芯体厚度测量方法、装置及其应用方法和系统，所述厚度测量方法包括：将热导率测量完成后的热导率试样取出，转运至试样制备室进行金相试样制备；将制备好的金相试样转运至金相检查热室进行金相检测，并提取得到热导率试样的厚度测量值；判断金相图像中热导率试样的轮廓特性是否存在偏差，如果是则对厚度测量值进行修正；根据所述厚度测量值，计算得到热导率试样的厚度。本申请实现了热室内的辐照燃料芯体热导率试样的厚度测量，并且实验结果能够满足辐照后燃料芯体的热导率测量实验需求，从而为研究燃料芯体试样辐照前后的热导率变化规律提供技术支撑。
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