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公开(公告)号：CN114200974A
公开(公告)日：2022-03-18
申请号：CN202111473911.2
申请日：2021-12-03
Applicant: 上海交通大学 , 中国核动力研究设计院
IPC: G05D16/20
Abstract: 一种IVR‑ERVC实验装置的精细压力调控实验系统，包括：上水箱以及设置于其上的三级压力调节系统，该三级压力调节系统包括：用于压力精准调节的蒸发冷凝回流系统、用于快速降压的喷雾冷凝系统和用于压力的快速调控的打压排放系统，通过三级压力调节系统对上水箱顶部气空间的压力进行联合调控。本发明通过不同级系统之间相互配合，实现在宽泛的压力区间内任意压力值的快速、精确的动态调控，并长时间稳定在该压力水平。本发明结构紧凑、占用体积小，实现在IVR‑ERVC实验装置内压力精确调控，填补在IVR‑ERVC模化实验研究领域的相关空白。
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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
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 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
Abstract: 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：CN112382420B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202011301040.1
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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公开(公告)号：CN113972016A
公开(公告)日：2022-01-25
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
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公开(公告)号：CN112382420A
公开(公告)日：2021-02-19
申请号：CN202011301040.1
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/22 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种基于水冷器的非能动余热排出系统，通过采用环绕反应堆压力容器紧凑布置的环形水冷器，带出堆芯余热，并将循环排热水箱分割为热区和冷区，热区和冷区的顶部双向连通，底部设置单向流向装置，以限制冷流体只能从热区流向冷区，有利于水蒸气通过其顶部的排气管排出，并增强循环排热水箱与环形水冷器之间的自然循环能力；将水冷管内的热流体作为上升段，圆环形下降腔内的冷流体为下降段，依靠冷热流体的位差和密度差形成自然循环流动，循环排热水箱热区内形成的水蒸气通过其顶部的排气管排出，实现堆芯正常停堆或事故停堆后，更安全、更可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113972016B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202111247247.X
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 邹志强 , 张明 , 刘丽莉 , 吴丹 , 丁书华 , 冉旭 , 吴清 , 武铃珺 , 冷贵君 , 刘昌文 , 高颖贤 , 陈伟 , 钱立波 , 党高健 , 王小吉 , 张航 , 彭欢欢 , 向清安 , 武小莉
IPC: G21C17/00 , G21C17/017 , G21C17/022 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
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公开(公告)号：CN115410726A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202211122418.0
申请日：2022-09-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开了一种三代改进型核电站严重事故下的卸压系统、卸压方法；卸压系统包括保护壳；保护罩，位于保护壳内且内部填充有惰性气体或氮气；爆炸装置，设于保护罩的内部；触发机构，连接爆炸装置，用以在卸压系统启动时触发爆炸装置发生爆炸；撞击部，具有一撞击端和连接端，连接端连接保护壳，撞击端位于保护罩外部的一侧，且触发后触碰保护罩使其产生气体泄漏点；控制系统，用于在卸压系统启动时控制触发机构动作；控制撞击端动作；以及控制保护壳开启。该卸压系统简单易行，造价低廉，用于三代改进型核电站严重事故工况主动卸压，大大降低了研究费用、运行费用，缩短了研究时间。且整个卸压系统运行安全可靠。
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公开(公告)号：CN114139403A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111517527.8
申请日：2021-12-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张明 , 邹志强 , 冉旭 , 吴清 , 冷贵君 , 刘昌文 , 吴丹 , 钱立波 , 武铃珺 , 张航 , 武小莉 , 刘丽莉 , 向清安 , 王小吉 , 彭欢欢 , 杜政瑀 , 许幼幼
IPC: G06F30/20 , G06F111/08 , G06F119/12
Abstract: 本发明公开了一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备，方法包括：步骤1，确定允许执行操作的时间窗口；步骤2，将时间窗口按照执行操作进行可用时间划分；步骤3，根据各操作的可用时间获取可用时间影响因子和其他误操作影响因子；步骤4，获得整体操作失误概率；步骤5，对各操作的可用时间进行调整，重复执行步骤3‑步骤4，直到获得的整体操作失误概率最小；步骤6，将所述整体操作失误概率最小值对应的可用时间作为规程整定值输出。本发明采用概率论方法对不同整定值对事故缓解的影响进行定量分析，根据定量分析结果确定最优的参数整定值，可以降低事故后操纵员误操作的概率，提高核电厂安全水平。
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公开(公告)号：CN113299413A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110571646.5
申请日：2021-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，包括非能动堆腔注水系统、纳米流体非能动注入系统以及反应堆压力容器系统；反应堆压力容器系统设置有保护循环流道；保护循环流道包括堆腔壁、压力容器和压力容器保温层，压力容器保温层的内壁与压力容器的外壁形成保温层流道，压力容器保温层的外壁与堆腔壁形成混合流道，压力容器保温层的底部设置有入口，顶部设置有出口，混合流道与保温层流道通过入口和出口连通；冷却水或/和纳米流体从入口进入保温层流道，并从出口回流至混合流道。本发明的目的在于提供一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统，纳米流体仅存在于保温层流道和混合流道内，避免对其他水源带来影响。
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公开(公告)号：CN112420226A
公开(公告)日：2021-02-26
申请号：CN202011301061.3
申请日：2020-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统，包括至少两个独立的余热排出子系统和共用的补水箱，其中，每个余热排出子系统包括：由换热水箱和热交换器组成的换热装置，由下降腔、气冷管、上部环形联箱和下部环形联箱组成的环形气冷器，以及环形气冷器入口电动阀和出口电动阀；将气冷管内的热气体作为上升段，下降腔内的冷气体为下降段，依靠冷热气体的密度差和位差在环形气冷器和换热装置之间形成自然循环流动换热，从而在堆芯正常停堆或事故停堆后，实现安全、可靠地排出堆芯内的剩余热量，并保证燃料包壳、压力容器、反应堆腔室壁面的温度不超过允许温度。
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