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公开(公告)号：CN114121313B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202111424434.0
申请日：2021-11-26
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
摘要： 本发明属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；所述安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本发明提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
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公开(公告)号：CN117272860A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311240176.X
申请日：2023-09-22
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC分类号： G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
摘要： 本发明公开了一种适用于一体化小堆的临界热流密度计算方法及系统，该方法包括：获取一体化小型核反应堆在失水事故瞬态分析中喷放阶段的流动工况数据；其中流动工况数据包括冷却剂压力；根据流动工况数据选择不同的临界热流密度关系式进行计算，得到临界热流密度，包括：根据冷却剂压力判断所处的压力区间，根据所确定的压力区间对应的临界热流密度关系式，结合获取的流动工况数据，计算得到临界热流密度。本发明构建一体化小型核反应堆在失水事故瞬态分析中喷放阶段的CHF预测关系式组合，根据不同的流动工况数据选择不同的CHF预测关系式组合，计算得到更准确的临界热流密度，计算结果更保守。
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公开(公告)号：CN117253634A
公开(公告)日：2023-12-19
申请号：CN202311221353.X
申请日：2023-09-20
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明提供了一种一体化反应堆安全系统及方法，属于核反应堆安全系统技术领域，包括一体化反应堆压力容器和安全壳，所述一体化反应堆压力容器设置在安全壳内，所述一体化反应堆压力容器内部设置有一二次侧换热器，所述一二次侧换热器的二次侧入口与二次侧给水管线相连，一二次侧换热器的二次侧出口与二次侧出口管线相连；所述安全壳外侧设置有非能动余热排出热交换器，所述非能动余热排出热交换器出口通过余排出口管线与二次侧给水管线相连，所述非能动余热排出热交换器入口通过余排入口管线与二次侧出口管线相连。本发明满足反应堆设计基准事故缓解需求，保证反应堆安全性，最大限度简化设备、提高布置空间利用率，提升经济性。
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公开(公告)号：CN111430050B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202010332404.6
申请日：2020-04-24
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G21C15/18
摘要： 本发明公开了一种反应堆二次侧非能动余热排出系统及使用方法，包括非能动余热排出系统入口管道(2)、非能动余热排出系统入口隔离阀(3)、热交换器(4)、非能动余热排出系统出口管道(5)、汽动泵(6)、汽动泵出口隔离阀(7)、汽动泵出口管道(8)、汽动泵旁路管道(9)、汽动泵旁路隔离阀(10)、汽动泵蒸汽入口管道(11)、汽动泵入口隔离阀(12)、水箱(13)及蒸汽发生器(14)；该系统利用汽化及冷凝的方式，依靠密度差驱动流体在系统内形成自然循环，带出堆芯余热带出堆芯余热。
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公开(公告)号：CN115388985B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202210949716.0
申请日：2022-08-09
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G01F25/10
摘要： 本发明提供一种复杂流动环境下的流量计标定系统及方法，通过将待标定的流量计和实际应用环境下与待标定的流量计上下游连接的组件安装在密封充满水的压力容器内，能够尽可能地模拟流量计在实际使用条件下的上下游流动环境，使得标定后的流量计在实际应用中也能获得较高的流量参数。
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公开(公告)号：CN117953752A
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN202311778020.7
申请日：2023-12-22
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
摘要： 一种反应堆高温压力容器试验方法，包括以下步骤：提供缩比高温压力容器试验装置并计算流体装填量的偏差体积，进而确定补偿填充装置的体积；根据试验区域确定补偿填充装置的安装区域与结构，制造并安装补偿填充装置；其中，补偿填充装置包括多孔容器与陶瓷块体，陶瓷块体包容在多孔容器内，并由陶瓷块体的总体积提供对偏差体积的补偿。本方法在对偏差体积进行准确补偿的同时提高了试验装置的可靠性与准确性，简化了试验流程，提高了反应堆高温压力容器模拟试验的效率。
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公开(公告)号：CN118136286A
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN202410207481.7
申请日：2024-02-26
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G21C13/02 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/12 , G21C9/004
摘要： 一种海洋小型反应堆安全系统，包括一体化压力容器和包括内安全壳、外安全壳的双层安全壳。其中，一体化压力容器包括压力容器壳体，反应堆堆芯设置在压力容器壳体内，稳压器、一二次侧换热器集成在压力容器壳体内部；内安全壳配置为承压导热壳体，内安全壳与外安全壳之间配置为注有海水的换热腔，安全壳至少部分设置在海平面以下，内安全壳外表面设置有多个非能动余热排出换热器。该安全系统能够有效提高海洋小型反应堆对非LOCA和LOCA事故的耐受能力，改善海洋小型反应堆的安全性。本发明还提供一种海洋小型反应堆及其安全控制方法。
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公开(公告)号：CN117272650A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311240158.1
申请日：2023-09-22
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC分类号： G06F30/20 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
摘要： 本发明公开了一种基于RELAP5的数据后处理方法及系统，该方法包括：激活不同类型的数据后处理选项，输入不同类型数据后处理选项的相关信息；其中，数据后处理选项包括LOCA事故分析选项和事故序列输出选项；根据激活的数据后处理选项类型和输入的相关信息，在RELAP5程序计算产生的结果文件中抽取相应数据；基于抽取的相应数据，自动计算并输出计算结果；其中，计算结果包括LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列。本发明根据激活的数据后处理选项的不同，自动抽取相应数据并计算输出LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列，有效提高数据后处理的智能化程度以及处理效率和准确性。
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公开(公告)号：CN113851234B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN202111201966.8
申请日：2021-10-15
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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公开(公告)号：CN110265158B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN201910548388.1
申请日：2019-06-24
申请人： 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC分类号： G21C15/12
摘要： 本发明提出了一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法，在反应堆压力容器内至少布置两列及以上换热器序列，所述每个换热器序列上布置有至少2级换热器，所述换热器序列布置在贴近所述压力容器内壁面，所述每个换热器序列中的每级换热器通过之间的连接管线上的隔离阀串联并隔离；所述每个换热器序列由一条给水管线和对应于不同功率等级热负荷需求的蒸汽/热水输出管线组成，所述给水管线和汽/热水输出管线上均设置隔离阀。取消主泵，并通过非能动的自然循环实现热量移出；一体化反应堆消除大破口发生的可能性；多级串联换热器实现多功率等级能量输出的目的。
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