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公开(公告)号：CN119691967A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411495103.X
申请日：2024-10-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G21C15/18 , G21C15/243 , G06F111/04 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种安全注射系统的设计方法及装置、存储介质、计算机设备，主要在于解决如何在有限的空间下，设计满足浮动式反应堆既定安全目标的安全注射系统的问题，包括：构建包含水箱、隔离阀、泵和止回阀的单列安全注射方案，并建立相对应的单列故障树；基于单列故障树确定与单列安全注射方案相对应的第一系统失效概率。判断第一系统失效概率是否满足安全要求；若满足则将单列安全注射方案确定为安全注射系统设计方案；若不满足则基于多种连接方式构建多列安全注射方案，并分别建立与各个多列安全注射方案相对应的多列故障树；基于多列故障树确定第二系统失效概率；并基于第二系统失效概率从各个多列安全注射方案中确定安全注射系统设计方案。
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公开(公告)号：CN119418964A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411310197.9
申请日：2024-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进堆芯系统和补水方法，属于反应堆设备技术领域，包括堆芯压力系统和至少两个安注系统，安注系统包括补水机构和注水机构。本发明通过补水容器内的出水管上自上至下设置的多组过水孔达到自动调节流量的作用，使补水容器输送至压力容器的冷却液流量与需求更匹配，提高补水的持续性，大大延长了补水容器的作用时间，从而降低系统压力，确保在补水容器缺水前可以使低压注水机构投入运行，即降低了低压注水泵的投入压力，结构简单，延长了非能动注入的作用时间，降低了事故初始阶段对应急电源的依赖，同时降低对泵流量和压头的需求，显著提高了安注系统可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN115049014A
公开(公告)日：2022-09-13
申请号：CN202210815860.5
申请日：2022-07-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于生成对抗网络的核电故障诊断和瞬态预测方法及系统，涉及核电厂安全技术领域，其技术方案要点是：依据瞬态类型以及瞬态类型可出现的核电厂位置随机生成关键状态参数集；以关键状态参数集作为输入，以不同位置的不同瞬态类型为输出，初步训练得到判别模型；基于朴素生成对抗网络框架构建核电厂故障诊断和瞬态预测的神经网络模型；结合核电厂参数实时监测，通过神经网络模型对核电厂在运行过程中出现的各类瞬态异常情况进行故障诊断和瞬态后果预测。本发明可在监测到核电厂的运作状态出现异常后快速对异常工况进行故障诊断，识别瞬态类型，并确定瞬态发生的位置，随后对事故后果进行快速预测，达到减轻核反应堆瞬态或事故的目的。
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公开(公告)号：CN111554425B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412152.8
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果，判断是否满足终止安注准则，当满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等，实现了在发生一回路极小破口事故后，能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。
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公开(公告)号：CN104538068A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201310306912.7
申请日：2013-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法，包括：步骤一、核电站发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，触发紧急停堆；步骤二、判断出是否发生传热管破裂事故以及确定破损蒸汽发生器；并隔离破损蒸汽发生器所在环路的蒸汽管线；步骤三、操纵员通过蒸汽发生器排污管线上的排放系统手动调节破损蒸汽发生器的水位到蒸汽发生器高高水位；同时控制未发生传热管破裂事故环路的大气排放系统对一回路进行降温、降压，以平衡破损蒸汽发生器一次侧、二次侧的压力。本发明的方法实现了防止SGTR事故工况下破损SG二次侧的满溢，大大降低了放射性物质向环境的释放量。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119650109A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411523439.2
申请日：2024-10-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C9/012 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供了一种用海洋冲淋的海面核动力装置钢制安全壳抑压排热装置，包括：海水冲淋装置、安全壳以及设置于所述安全壳中的压力容器、蒸汽发生器、稳压器；所述海水冲淋装置接入海洋，以利用所述海洋中的海洋冲淋安全壳的外壁；所述压力容器与所述蒸汽发生器、稳压器之间通过主管道连接，所述压力容器和所述蒸汽发生器之间的主管道上还设置有主泵。本发明充分利用了海洋无限热阱和钢制安全壳良好的导热性等特点，在安全壳外设置了海水冲淋装置，在事故工况下，实现安全壳内的高温蒸汽与安全壳外的海水换热，从而在长期阶段带出安全壳的热量，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN117077484B
公开(公告)日：2025-03-04
申请号：CN202311044748.7
申请日：2023-08-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/23 , G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/10
Abstract: 本发明公开了基于声学有限元反应堆失水事故流固耦合模拟方法及系统，涉及反应堆流固耦合力学领域，其技术方案要点是：建立固体区域与流体区域的几何模型，并对几何模型进行网格划分，得到固体区域与流体区域的有限元模型；对失水事故工况下压力容器破口的压力变化进行求解，并获取压力边界条件；对有限元模型中固体区域进行二次建模；对有限元模型中流体区域进行二次建模；对完成固体区域和固体区域二次建模后的流固耦合模型进行流固耦合计算，得到流固耦合模拟分析结果。本发明可以有效得模拟LOCA事故下压力容器内部工况，从而满足对于极端工况下含非线性因素的压力容器动态响应的数值模拟的要求，更加适用于实际工程使用。
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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：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：CN111540483B
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202010412147.7
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。
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