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[发明专利]小尺寸板元件样品防截面高温氧化及肿胀变形装置-CN202310648055.2在审
发明人：辛虹阳;吴璐;张伟;伍晓勇;邓坚;宁知恩;斯嘉轩;李佳文;毛建军;王桢;滕常青;蒋孝蔚;方忠强;钱立波;宋小蓉 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-06-02 - 公布日： 2023-09-12 - 主分类号： G01N1/28 文献下载
摘要：一种小尺寸板元件样品防截面高温氧化及肿胀变形装置，包括装样平面底座、矩形样品定位格架、长压紧滑片、短压紧滑片、旋紧螺杆、滑片固定卡针、试样槽、L型装样固定卡座；试样槽位于矩形样品定位格架内部，装样平面底座1表面左上角处设有L型装样固定卡座，矩形样品定位格架的四边框上开有滑轨，所述长压紧滑片与短压紧片均在矩形样品定位格架内部，分别靠近L型装样固定卡座对角方向的矩形样品定位格架边框，滑动固定卡针与穿过滑轨的长压紧滑片、短压紧滑片连接，将长压紧滑片、短压紧滑片固定在矩形样品定位格架中，旋紧螺杆通过矩形样品定位格架上的螺纹通孔22与靠近长压紧滑片、短压紧滑片的连接。
尺寸元件样品截面高温氧化肿胀变形装置

[发明专利]一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置-CN202211692627.9在审
发明人：钟明君;朱大欢;黄代顺;卢毅力;崔怀明;张渝;蒋孝蔚;张丹;程瑞琪 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-12-28 - 公布日： 2023-06-06 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本申请属于反应堆专设安全系统设计技术领域，具体涉及一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置；该方法，包括：制定初步设计，为后续细化的配置选型建立基础；针对需配置选型的专设安全系统，选择一组初始基准事件清单；PSA模型开发；通过确定论准则和概率论准则筛选出不可接受的设计；其中，所述确定论准则根据现行的核电站安全法规确定；所述概率论准则使用PSA作为设计方案；通过基于决策指标的决策模型，对未被筛除的配置方案进行结构化和多方面的比较，最终完成配置选型。该方法综合了确定论和概率论的互补优势，生成并评估配置方案，指导决策者对专设安全系统进行综合评估选型。
一种基于风险指引专设安全系统配置选型方法装置

[发明专利]一种环境鉴定曲线的确定方法-CN202211241208.3在审
发明人：吴丹;蒋孝蔚;李仲春;马海福;杜鹏;黄代顺;张渝;熊青文;袁鹏 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-10-11 - 公布日： 2023-03-14 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明属于核反应堆失水事故分析技术领域，具体涉及一种环境鉴定曲线的确定方法。本发明包括如下步骤：初始质能释放事故的确定，选取最恶劣的质能释放事故；质能释放事故分析，获得在所述最恶劣的质能释放事故情况下破口向安全壳释放的质量流量和能量流量；安全壳响应分析；压力、温度包络线绘制；确定环境鉴定曲线。本发明能够确定标准化、规范化的环境鉴定曲线，指导各类核反应堆装置在事故条件下专设设施、电缆等的环境鉴定工作的开展。
一种环境鉴定曲线确定方法

[发明专利]一种用于小尺寸强放射性试样高温退火的辐射屏蔽装置-CN202210680037.8在审
发明人：李佳文;伍晓勇;张伟;吴璐;宁知恩;蒋孝蔚;钱立波;毛建军;滕常青;王桢;方忠强;赵鑫;姚亮;何文;杨帆 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-06-16 - 公布日： 2022-09-16 - 主分类号： G21F7/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种用于小尺寸强放射性试样高温退火的辐射屏蔽装置，包括主体框架、过渡仓、洗气组件和手套组件，主体框架内部设置有热处理实验炉；过渡仓设置在所述主体框架的一侧，且与所述主体框架内部连通；所述洗气组件的进气口与所述主体框架内部连通，所述洗气组件的出气口与热室连通；手套组件设置在所述主体框架的正面，且用于在主体框架内部对试样进行操作；本发明通过设置过渡仓和洗气组件，在将试样放置至主体框架内时，在对试样进行热处理实验时，均可以避免放射性粉尘或尾气泄露；通过设置手套组件，便于直接对主体框架内的试样进行操作，能够实现对小尺寸试样的精准操控。
一种用于尺寸放射性试样高温退火辐射屏蔽装置

[发明专利]船用承压安全壳超压保护装置及其应用-CN202010356287.7有效
发明人：张丹;冉旭;黄代顺;彭诗念;卢川;刘余;周科;李峰;杨帆;鲜麟;陆雅哲;习蒙蒙;张卓华;蒋孝蔚;何晓强 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-04-29 - 公布日： 2022-07-15 - 主分类号： G21C9/00 文献下载
摘要：本发明公开了船用承压安全壳超压保护装置及其应用，超压保护装置包括设置在安全壳内的双向安全阀、爆破阀和可拆卸排放管，其中，可拆卸排放管与安全壳壁面连接，所述双向安全阀和爆破阀均安装在可拆卸排放管上，且双向安全阀位于安全壳壁面与爆破阀之间；爆破阀的开启定值低于安全阀起跳定值。本发明对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性；对外当遭遇沉没等极端工况时，可以连通海水和安全壳，同时引海水入壳，保证安全壳的完整性对内可实现在安全壳内面临超压时受控适当排出壳内流体，保证安全壳的完整性。
船用承压安全壳超压保护装置及其应用

[发明专利]一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统-CN202010811999.3有效
发明人：邱志方;邓坚;张航;党高健;曾未;李喆;丁书华;邓纯锐;陈伟;蒋孝蔚;张丹;陈宏霞;喻娜;陈宝文;张舒 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-08-13 - 公布日： 2022-03-01 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种基于风险指引的核电厂安全注射系统模拟方法及系统，本发明的方法通过确定论识别安全注射系统功能需求的最小割集、确定安全注射系统的实现原理、系统设置及运行方式；通过概率论识别安全注射系统的薄弱环节、确定安全注射系统不同设计方案对核动力厂安全的重要度，提出安全注射系统设计中的系统组合提出优化建议。本发明综合确定论与概率论的分析形成一套以风险指引为导向的安全注射系统设计方法，实现安全注射系统设置最小化、安全性能最大化的目标，保障核动力厂安全性的同时进一步优化核动力厂的建造成本。
一种基于风险指引核电厂安全注射系统模拟方法

[发明专利]一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法-CN202010362381.3有效
发明人：冉旭;钱立波;吴清;冷贵君;刘昌文;李峰;喻娜;丁书华;陈伟;党高健;蒋孝蔚;杨帆;张丹;方红宇;初晓;陈宏霞 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-04-30 - 公布日： 2022-03-01 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：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。
一种蒸汽发生器传热事故反应堆冷却处理方法

[发明专利]一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统-CN202010565291.4有效
发明人：钱立波;丁书华;吴清;冷贵君;刘昌文;高颖贤;李仲春;蒋孝蔚;何晓强;陈伟;吴丹;党高健;冉旭;喻娜;申亚欧;黄涛;杜思佳 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-06-19 - 公布日： 2022-02-22 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及系统，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。
一种压水堆核电厂范围 sgtr 事故处理方法系统

[发明专利]一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法-CN202010412152.8有效
发明人：党高健;丁书华;冉旭;吴清;冷贵君;刘昌文;陈伟;吴丹;钱立波;申亚欧;李仲春;蒋孝蔚;何晓强 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-05-15 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：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。
一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法

[发明专利]一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统-CN201910717159.8有效
发明人：喻娜;卢毅力;吴清;关仲华;冉旭;方红宇;李峰;邱志方;陈宏霞;初晓;蔡容;鲜麟;蒋孝蔚;刘宏春 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-08-05 - 公布日： 2020-11-24 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故，且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统，避免核电厂失去保护，从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。
一种应对减少叠加 swccf 事故保护系统

[发明专利]一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统-CN201910717175.7有效
发明人：方红宇;卢毅力;吴清;关仲华;冉旭;李峰;邱志方;蒋孝蔚;陈宏霞;喻娜;初晓;蔡容;鲜麟;刘宏春 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-08-05 - 公布日： 2020-11-24 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明公开了一种应对排热增加叠加SWCCF事故的保护系统，所述保护系统用于在核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下，且反应堆主保护系统丧失保护功能，对核电厂进行保护，所述保护系统包括：测量单元，所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据；处理传输通道，所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理，并将处理后的数据传递给控制单元；控制单元，所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断，基于判断的结果对核电厂进行保护操作；本系统提高了核电厂的安全性。
一种应对增加叠加 swccf 事故保护系统

[发明专利]一种改进型安注箱-CN201811475499.6有效
发明人：党高健;蒋孝蔚;黄代顺;冉旭;丁书华;高颖贤;李喆;何晓强;袁红胜;钟明君;张渝;卢川 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-12-04 - 公布日： 2020-04-21 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了一种改进型安注箱，包括壳体，所述壳体顶部设置有进气管，所述壳体内设置有立管，所述立管顶端为开口端，所述立管的底端为封闭端，立管的封闭端上设置有排液管，所述排液管连通立管内部和壳体外部，所述立管的侧壁上从上至下开设有多个通孔。本发明的立管本身能够起到阻尼器的作用，同时立管上设置的通孔能够起到小管的作用，所以本发明无需设置阻尼器和小管，仅用立管便能实现自适应调节流量的功能，大幅简化了安注箱的结构，便于装置制造和维修；立管上自上至下设置的多个通孔使得在冷却剂液位下降的整个过程中，安注箱输出的冷却剂流量是逐渐稳定下降的，显著地提高了安注箱运行的可靠性。
一种改进型安注箱

[发明专利]一种提升压力容器外部临界热流密度的方法-CN201910721825.5在审
发明人：何晓强;余红星;江光明;蒋孝蔚;党高健;丁书华;高颖贤;申亚欧;钟明君;邓坚;朱大欢;杨帆 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-08-06 - 公布日： 2019-11-05 - 主分类号： G21C15/28 文献下载
摘要：本发明公开了一种提升压力容器外部临界热流密度的方法，解决了现有技术解决无法通过简单有效的手段实现核反应堆严重事故下堆芯熔融物滞留的问题。本发明包括：在堆芯出口温度高于事故临界值时，将氧化铝纳米流体注入到压力容器外部的流道中。本发明通过使用氧化铝纳米流体，基于纳米微粒沉积形成的覆盖层会影响接触角和毛细现象的原理，有效提升核反应堆严重事故下压力容器外部临界热流密度。
临界热流压力容器氧化铝纳米外部核反应堆严重事故堆芯下压力容器临界值时流体注入毛细现象纳米微粒覆盖层接触角熔融物滞留的流道流体沉积出口

[发明专利]模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统-CN201910168349.9在审
发明人：党高健;李喆;邓坚;蒋孝蔚;邱志方;丁书华;高颖贤;陈伟;吴丹;钱立波;申亚欧;李仲春;鲁剑超;刘定明;吴清;宋丹戎 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-03-06 - 公布日： 2019-06-14 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统，包括一级冷却回路、二级冷却回路和三级冷却回路，一级冷却回路为堆芯补水箱与压力容器之间形成的回路，堆芯补水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，压力容器内的含硼水通过管道回到堆芯补水箱内，二级冷却回路为内置换料水箱与压力容器之间形成的回路，内置换料水箱内的含硼水通过压力容器直接注入管线进入压力容器内向堆芯补充含硼水，堆芯产生的蒸汽通过自动卸压系统回流至内置换料水箱，三级冷却回路为地坑与堆芯之间形成的自然循环回路。本发明解决了现有冷却系统无法实现安全壳隔离失效时失水事故后堆芯长期冷却的问题。
堆芯压力容器含硼水安全壳隔离失水冷却系统水箱置换二级冷却三级冷却一级冷却注入管线模块式补水小堆自然循环回路自动卸压补水箱补充地坑蒸汽冷却

[发明专利]一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法-CN201310307099.5有效
发明人：付冉;丁书华;蒋孝蔚;申亚欧;吴清;冷贵君 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2013-07-22 - 公布日： 2017-01-18 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明属于一种压水堆核电站事故应对方法，具体涉及一种反应堆冷却剂丧失事故工况下自动停运冷却剂泵方法。它包括如下步骤，第一步安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低逻辑的触发；第二步安注信号与反应堆冷却剂泵进出口压差低符合触发反应堆冷却剂泵停运；本发明的优点是，它可以实现了LOCA工况下在堆芯恶化前自动停运反应堆冷却剂泵，大大延长了操纵员可不干预该事故的时间。
一种反应堆冷却剂丧失事故工况自动停运方法

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