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[发明专利]一种基于概率论的事故规程整定值优化方法、装置和设备-CN202111517527.8有效
发明人：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 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-12-13 - 公布日： 2023-08-25 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：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。
一种基于概率论事故规程整定值优化方法装置设备

[发明专利]核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置-CN202111199604.X有效
发明人：刘丽莉;张明;邓坚;余红星;刘余;邓纯锐;陈亮;何晓强;丁书华;张吉斌;邹志强;张航;武铃珺;彭欢欢;王小吉;卢川;杨洪润;向清安;武小莉;许幼幼;杜政瑀 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-10-14 - 公布日： 2023-06-20 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明公开了核反应堆压力容器下腔室熔融池瞬态结构获取方法及装置，该方法包括：根据核反应堆严重事故进程确定熔融池结构计算的关键时间点；基于各关键时间点迁移到下腔室的熔融物组分与熔融物平衡态相图，判断熔融物是否分层；若熔融物出现分层，则根据各分层的密度计算熔融池的瞬态结构。与现有的只计算熔融物完全迁移到下腔室形成终态熔融池后的稳态结构获取方法相比，本发明可以给出熔融物在迁移过程中在下腔室内形成熔融池的瞬态结构形态，从而更准确地评价整个严重事故过程中实施压力容器外部冷却措施时压力容器的完整性。
核反应堆压力容器下腔室熔融瞬态结构获取方法装置

[发明专利]一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置-CN202211716732.1在审
发明人： 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 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-12-29 - 公布日： 2023-05-30 - 主分类号： G21C9/016 文献下载
摘要：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。
一种用于反应堆熔融物堆内稀释冷却滞留装置

[发明专利]一种热管堆堆芯结构及其组装方法-CN202210809774.3在审
发明人：邓坚;丁书华;柴晓明;张卓华;余红星;向清安;李仲春;武小莉 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2022-07-11 - 公布日： 2022-10-04 - 主分类号： G21C3/326 文献下载
摘要：本发明公开了一种热管堆堆芯结构及其组装方法，包括压力容器，还包括若干热管、若干燃料棒和若干BeO棒；所述热管、燃料棒和BeO棒的横截面均为尺寸相同的圆形结构；若干所述热管、燃料棒和BeO棒均依次相切紧密排列于压力容器堆芯内；任意三个呈环形围绕相切的圆形结构之间的空隙内设有导热基体，所述导热基体的尺寸和所述空隙尺寸相适配；位于所述压力容器堆芯内侧边上的每个燃料棒均至少和一个所述热管相切、以及至少和一个所述BeO棒相切，其余所述燃料棒至少和两个所述热管相切。采用本方案，设计了一种紧密组合的热管堆堆芯结构，能增加热管、燃料棒与基体的固定接触面积，减少传热的热阻，以增强燃料棒与热管之间的导热。
一种热管堆堆结构及其组装方法

[发明专利]压力容器熔池传热确定方法及装置-CN202011148040.2有效
发明人：李治刚;安萍;刘东;李庆;芦韡;卢宗健;刘丽莉;向清安;曾辉;邓坚;潘俊杰;明平洲;张明 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-10-23 - 公布日： 2022-06-28 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明属于核电技术领域，具体涉及一种压力容器熔池传热确定方法及装置。本公开根据每层的位置确定该层的传热模式，并根据传热守恒关系，以及该层子区域的传热模式，确定该层子区域对应的传热关系，根据各层子区域对应的传热关系，确定所述熔池的传热模型；并根据所述传热模型，确定各层子区域的温度和热流密度，由此能够更加真实、更加精细的模拟熔融池内的传热关系，获得更加准确的压力容器下封头内熔融物温度和壁面热流密度的分布，此外，本公开将各层子区域对应的传热关系整合为传热模型，并对传热模型进行整体求解，无需针对每层子区域进行重复计算，大大提高了熔融物温度和壁面热流密度计算效率。
压力容器熔池传热确定方法装置

[发明专利]下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法-CN201910281351.7有效
发明人： 向清安;邓坚;邓纯锐;陈宝文;张明;朱大欢;侯丽强;彭欢欢;武铃珺 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2019-04-09 - 公布日： 2022-06-17 - 主分类号： G06F30/20 文献下载
摘要：本发明公开了下封头内熔融池结构分层判断及基于风险导向的分析方法，包括：确定熔融池初始状态的关键参数的概率密度分布并进行抽样得到参数值组合；基于置换分层法，进行熔融池结构分层判断；基于U‑Zr‑O‑Fe相图混溶隙范围分层法，进行熔融池结构分层判断；基于不同参数值组合的熔融池结构分层判断结果，计算两层或三层熔融池结构的形成概率；分别基于两层、三层熔融池结构选择传热关系式，计算熔融池到下封头每个角度的热流密度，并计算热流密度与临界热流密度的比值；基于不同参数值组合，分别统计两层、三层熔融池结构以及整个熔融池结构的热流密度与临界热流密度的比值的概率密度分布；实现了准确评价下封头内熔融物滞留有效性的技术效果。
下封头内熔融结构分层判断基于风险导向分析方法

[发明专利]用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及方法-CN202010807325.6有效
发明人： 向清安;邓坚;刘兆东;高颖贤;卢庆;邓纯锐;邱志方;刘余;武小莉;张鹤;王玮;蔡容;陈宝文 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-08-12 - 公布日： 2022-04-22 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明公开了用于浮动核电站的熔融物堆内滞留非能动冷却系统及其操作方法，系统包括船体、堆舱壁、压力容器、压力容器外部冷却系统和应急冷却器系统；压力容器和压力容器外部系统的主要部分设置于堆舱内，应急冷却器系统设置于堆舱壁和船体之间；当压力容器发生严重事故时，压力容器外部冷却系统淹没冷却压力容器的外壁面，应急冷却器系统通过传热管外侧流动的船体外部海水对传热管内侧循环流动的压力容器外部冷却系统冷却流体进行冷却。本发明实现压力容器外壁面快速非能动淹没冷却，将压力容器内熔融物热量有效导出，实现堆芯熔融物在压力容器内冷却与滞留，避免压力容器熔穿失效，极大缓解严重事故后果。
用于浮动核电站熔融物堆内滞留能动冷却系统方法

[发明专利]一种堆腔纳米流体非能动注入冷却系统-CN202110571646.5有效
发明人：邓坚;丁书华;黄涛;吴丹;刘余;向清安;朱大欢;张明;张航;武小莉;邹志强;王小吉;彭欢欢 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-05-25 - 公布日： 2022-03-01 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：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。
一种纳米流体能动注入冷却系统

[发明专利]一种核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法-CN202111365023.9在审
发明人：刘丽莉;张明;邓纯锐;余红星;邓坚;刘余;黄代顺;丁书华;陈亮;卢川;邹志强;杨洪润;张航;武铃珺;彭欢欢;王小吉;向清安;武小莉;许幼幼;杜政瑀 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-11-17 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种核反应堆压力容器下封头失效判定方法，严重事故工况下，根据堆芯熔融物与下封头及下封头配件的作用情况、下封头与下封头配件的形变情况，判断出反应堆压力容器下封头失效模式，所述下封头失效模式的类别大于两种。本发明所提供的核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法可以较全面地评价和判断严重事故工况下核反应堆压力容器下封头的失效。
一种核反应堆压力容器下封头失效模式判定方法

[发明专利]严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质-CN202011063961.9有效
发明人：王小吉;武铃珺;吴清;刘昌文;冷贵君;向清安;邹志强;刘丽莉;邓坚;张明;彭欢欢 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-09-30 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G06F30/17 文献下载
摘要：本发明公开了一种严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质，该方法包括：建立反应堆严重事故计算分析模型；选取适用于卸压阀门内部环境条件分析的始发事件；确定卸压阀门开启时间窗口、需要保持开启的时间；使用建立的计算分析模型，对选择的始发事件，进行阀门开启时间及开启数量的敏感性分析，得到分析结果；对分析结果进行对比分析，得到可用于专用卸压阀设备可用性分析的阀门内部环境条件。本发明通过对需要卸压的高压严重事故序列筛选、及敏感性分析，对受到多种因素综合影响的阀门内部环境条件进行分析并可以覆盖部分严重事故下的不确定性，得到本发明分析方法；满足严重事故专用卸压阀设备可用性分析的条件要求。
严重事故卸压阀内部环境条件分析方法设备存储介质

[发明专利]一种基于环形气冷器的非能动余热排出系统-CN202011301061.3有效
发明人： 向清安;邓坚;卢庆;江光明;高颖贤;刘兆东;邓纯锐;邱志方;刘余;张明;武小莉;陈宝文;党高健 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-11-19 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：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。
一种基于环形气冷能动余热排出系统

[发明专利]一种基于水冷器的非能动余热排出系统-CN202011301040.1有效
发明人： 向清安;邓坚;卢庆;江光明;刘兆东;高颖贤;邱志方;邓纯锐;刘余;张明;武小莉;陈宝文;党高健 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-11-19 - 公布日： 2022-02-11 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：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。
一种基于水冷能动余热排出系统

[发明专利]核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质-CN202111247247.X在审
发明人：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 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2021-10-26 - 公布日： 2022-01-25 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：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。
核电厂安全失水事故应对方法装置设备介质

[发明专利]一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统-CN202010808337.0在审
发明人：陈宝文;向清安;邓坚;卢庆;高颖贤;刘兆东;刘余;邓纯锐;邱志方;武小莉;蔡容;王玮 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2020-08-12 - 公布日： 2020-11-06 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明涉及核冷却系统技术领域，具体涉及一种非能动与能动相结合的熔融物堆内滞留冷却系统，所采用的技术方案是：包括压力容器外部冷却结构、非能动冷却子系统和能动冷却子系统，所述压力容器外部冷却结构包括一次侧屏蔽水箱；所述非能动冷却子系统包括第一冷却器，所述第一冷却器与保温层流道相连；所述能动冷却子系统包括第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵，所述第二冷却器、二回路备用水箱和注水泵依次串接在保温层流道出口和进口之间。能够实现快速淹没保温层流道、冷却压力容器外部，并且降低一次侧屏蔽水箱或二回路备用水箱对水装量、水位高度的要求，非常适合于空间、水源受限制的浮动核电站等核反应堆。
一种能动相结合熔融物堆内滞留冷却系统

[发明专利]一种全自然循环的模块式小型反应堆-CN201810460631.X有效
发明人： 向清安;陈宝文;邹志强;彭欢欢;邓坚;邓纯锐 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2018-05-15 - 公布日： 2020-08-11 - 主分类号： G21C15/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种全自然循环的模块式小型反应堆，包括反应堆本体、安全壳、水池和非能动安全系统，所述反应堆本体包括压力容器，压力容器内由下到上依次设置有堆芯、直流蒸汽发生器和稳压器，与堆芯配合的控制棒驱动机构一端布置在压力容器的顶盖上，压力容器设置在安全壳内，安全壳浸没在水池内，非能动安全系统包括非能动余热排出系统和非能动安全壳热量导出系统。本发明所述反应堆不需要主泵驱动一回路冷却剂强迫循环，而是通过直流蒸汽发生器与反应堆堆芯之间的冷却剂密度差和冷热芯位差驱动冷却剂在压力容器内全自然循环，提高了反应堆的安全性，而且采用非能动安全系统，实现堆芯始终处于淹没状态，带出堆芯余热以避免堆芯损坏。
一种自然循环模块小型反应堆

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