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公开(公告)号:CN116078760B
公开(公告)日:2024-01-19
申请号:CN202310079866.5
申请日:2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法,属于反应堆压力容器技术领域,包括:丝束、支撑柱和导流轨道,丝束安装在支撑柱的一端,支撑柱另一端安装在压力容器保温层内侧,丝束距离压力容器下封头设定距离;支撑柱能够在保温层受水蒸汽影响发生高频振动时随保温层振动,从而带动丝束清扫压力容器下封头外表面汽泡,使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离,防止偏离泡核沸腾现象的发生,同时也可通过导热起到一定冷却作用;另外可利用导流轨道进行冷却水导流等方式,有效提升压力容器下封头外壁面CHF,显著增大IVR成功可能性。
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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: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:CN116453717A
公开(公告)日:2023-07-18
申请号:CN202211474968.9
申请日:2022-11-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/14 , G21C15/243
Abstract: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法,属于核反应堆冷却系统技术领域,包括反应堆压力容器和外部保温层,所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧,且与反应堆压力容器外壁间隔设置;所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道,所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道,在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域,使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离,防止偏离泡核沸腾现象的发生,从而提升外壁面处的CHF,显著增大IVR成功可能性。
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公开(公告)号:CN116070544A
公开(公告)日:2023-05-05
申请号:CN202310089974.0
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 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质,属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中,熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变,综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响,提高了对压力容器完整性判断的准确性,及时发现压力容器的损坏情况,避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率,从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
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