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公开(公告)号：CN115691842B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211466214.9
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种压力容器外部强化传热系统及反应堆系统，包括用于包裹在压力容器外周的外部流道，外部流道底部设有冷却剂进口，并通过冷却剂进口与堆腔连通，外部流道内部空间的底部设有搅拌叶片，搅拌叶片与位于堆腔内的搅拌驱动件连接，外部流道设置有用于对其内部液体施加振动的超声振动装置，外部流道还与纳米流体供给机构连接，采用本发明的传热系统避免了纳米颗粒的沉降和聚团，而且超声作用下能够强化传热效果提高临界热流密度，IVR措施效果好。
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公开(公告)号：CN117408063A
公开(公告)日：2024-01-16
申请号：CN202311416707.6
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 一种重水堆双腔室MCCI过程分析方法，包括以下步骤：建立重水堆核电厂模型，并划分节点；提供事故初始条件，模拟重水堆MCCI的多阶段过程，其中当一个事故阶段达到预设的出口条件时进入下一个事故阶段模拟，前一事故阶段的模拟结果决定下一个事故阶段模拟的初始条件；根据MCCI过程的模拟结果，判断重水堆核电厂安全壳的有效性。上述方法能够有效对重水反应堆双腔室MCCI过程进行模拟分析，指导重水反应堆的结构设计及安全管理。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN116306335B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202211632241.9
申请日：2022-12-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
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公开(公告)号：CN116598028A
公开(公告)日：2023-08-15
申请号：CN202211501568.2
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C17/035 , G21C9/004
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，采用密闭的安全壳结构，包括：反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。
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公开(公告)号：CN115938619A
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202211465755.X
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/028 , G21C13/093 , G21C15/12
Abstract: 本发明涉及一种大功率反应堆用带滞留篮的压力容器及反应堆系统，包括压力容器本体，压力容器本体的下封头内部设置有与下封头形状相匹配的滞留篮，滞留篮采用导热材料制成，下封头内表面与滞留篮外表面之间形成冷却通道，滞留篮通过多个支撑部件与下封头的内表面固定连接，滞留篮的上表面设置有难熔层，采用本发明的压力容器，避免了反应堆发生严重事故时，采用压力容器外部冷却对熔融物进行堆内滞留的缺陷。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119623035A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411671989.9
申请日：2024-11-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/18 , G06F119/02 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本发明涉及一种非能动核电厂蒸汽发生器传热管蠕变失效的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：获取传热管蠕变失效的缺陷数据；计算缺陷数据中的传热管的长度缺陷的最大缺陷频率，以及深度厚度比的缺陷频率，形成两者的缺陷组合，计算缺陷组合的缺陷频率；基于传热管的几何结构及缺陷组合计算应力放大因子；选取高压熔堆事故序列，提取高压熔堆事故序列中传热管随时间变化的状态参数；基于缺陷频率、应力放大因子和状态参数，计算蠕变失效模型的关键参数；随机抽样缺陷组合，通过蠕变失效模型统计概率失效结果，并计算最易失效时间。本发明能够计算传热管蠕变失效概率，有利于提升非能动核电厂系统的研发和设计的安全性。
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公开(公告)号：CN119560201A
公开(公告)日：2025-03-04
申请号：CN202411640539.3
申请日：2024-11-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21D3/06
Abstract: 本申请提供了一种非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法，涉及核电厂技术领域。本申请提供的非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法包括在核电厂主控室和远距离停堆室均无法运行或丧失核电厂固有的交流和直流电源的情况下，判断应急响应组织是否就位；在所述应急响应组织就位前，执行初始响应导则；在所述应急响应组织就位后，执行大范围损伤缓解导则长期缓解流程。本申请建立了应对非能动压水堆核电厂发生爆炸、大火等人为或自然极端外部事件而造成大范围损伤时的缓解方法，在发生上述事件及灾害时重新建立核电厂的命令和控制系统，并使用所有资源保证或者恢复堆芯、安全壳和乏燃料水池的冷却，使核电厂达到安全、稳定、可控的状态。
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公开(公告)号：CN117238541A
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202311229540.2
申请日：2023-09-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/06 , G21C17/112 , G21C17/035 , G21C17/022 , G21C17/038
Abstract: 一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置，其中试验箱体包括主水箱和内水箱，内水箱设置在主水箱内，顶部开口并填充有浸没在水中的重水堆屏蔽钢球；加热装置嵌置于内水箱壁体内，用于模拟堆芯熔融物放热；蒸汽收集装置用于收集并计量内水箱中汽化的水量。该装置能够准确模拟并计量重水反应堆端屏蔽壁体的临界热流密度，指导重水反应堆结构优化和安全设计。本发明还提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法。
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公开(公告)号：CN116306345A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202310088710.3
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q50/06 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，包括以下步骤：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布；本发明的对熔融池金属顶部换热效果开展定量化分析，进一步支撑IVR缓解策略的有效性。
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公开(公告)号：CN116013559A
公开(公告)日：2023-04-25
申请号：CN202310080509.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用纳米流体预混注射系统，涉及核工程安全技术领域，解决了现有纳米流体预混注射系统混合效果差、易损坏的问题，提高了混合效果及装置的使用寿命，具体方案如下：包括储气罐以及箱体，所述储气罐内装有保护气体，所述箱体内部分为上部用于盛放纳米颗粒的加料腔室和下部用于盛放冷却剂的混合腔室，两腔室之间设有可开合的加料机构，混合腔室的底部设有用于辅助混合的混合机构，所述加料腔室通过设有第一阀门的第一气体注入管线与储气罐连接，所述箱体的顶部设有卸压阀，箱体的底部设有纳米流体排出管线，纳米流体排出管线上设有第二阀门。
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