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公开(公告)号：CN119756456A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411693909.X
申请日：2024-11-25
Applicant: 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: G01D21/02 , G21C17/00 , G01M3/28 , G01M3/08 , G01M3/18 , G01N3/12 , G01K15/00 , G01R27/02 , G01N23/00 , G01N29/04 , G01N21/88 , G01N27/82 , G01B21/00
Abstract: 本申请提供了一种加热棒检测系统和方法以及核反应堆，其中，加热棒检测系统包括气密检测模块，气密检测模块适于通过检测试验气体的压力变化以检测加热棒的气密性；水压检测模块，水压检测模块适于对加热棒施加试验压力，并保压超过预设时间以检测加热棒的水压承受力；热电偶特性检测模块，热电偶特性检测模块适于对每个热电偶进行标定；电阻检测模块，电阻检测模块判断每根加热棒与平均电阻之间的电阻偏差是否合格；无损检测模块，无损检测模块适于通过射线、超声、红外以及电磁检测加热棒的质量并分析加热棒可能出现缺陷的位置和大小；结构检测模块，结构检测模块适于对加热棒的规格、数量、外观、标识以及尺寸进行检测。
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公开(公告)号：CN117393188A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311119154.8
申请日：2023-08-31
Applicant: 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: G21C17/00
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验件，包括：由多个加热棒和多个不发热棒相互平行、且等间隔排列而组成的棒束阵列，多个加热棒包括多个热棒，和多个冷棒，冷棒的发热功率小于热棒的发热功率，棒束阵列在垂直于加热棒的长度方向上的截面呈正方形棒束排列，其中心位置为不发热棒，正方形棒束排列包括围绕中心位置的不发热棒的内圈正方形棒束排列，和位于内圈正方形棒束排列外围的至少一个外圈正方形棒束排列，内圈正方形棒束排列的四边与外圈正方形棒束排列的四边平行，在内圈正方形棒束排列中，多个热棒和多个不发热棒交替排列。本发明可合理模拟双冷壁结构的燃料组件CHF试验现象，为研究复杂双冷壁效应对CHF的影响提供了试验支持。
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公开(公告)号：CN119311682A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503645.2
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F16/22 , G21C17/00 , G21C15/257 , G06F16/242 , G06F18/2431 , G06F18/213 , G06F18/211 , G06F30/10 , G06Q50/06 , G06F119/08 , G06F119/06 , G06F119/02 , G06F113/04 , G06F111/04
Abstract: 本发明提供了一种确定热管微堆的保护信号的方法和系统。该方法包括以下步骤：获得热管微堆的安全准则，其中每一安全准则涉及至少一个保护信号；根据安全准则确定包括至少一个潜在保护信号的第一潜在保护信号清单；获得包括至少一个事故类别的热管微堆事故清单，每一事故类别包括一个或多个事故；根据热管微堆事故清单确定包括至少一个潜在保护信号的第二潜在保护信号清单；根据法定保护信号要求和设计约束条件对第一潜在保护信号清单和第二潜在保护信号清单进行可实施性优化，确定初步保护信号清单；以及对初步保护信号清单中的保护信号进行关键事故验证，以确定满足安全准则的保护信号整定值，从而获得最终保护信号清单。
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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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 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：CN115240879B
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202210782871.8
申请日：2022-07-05
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，且安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀，采用本发明的安全系统结构简单，适用于小型反应堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119314710A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509849.7
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆系统及其使用方法，其中，系统包括热管反应堆堆芯、热管、主热交换器和热电转换系统；热管的蒸发段插入热管反应堆堆芯，热管的冷凝段插入主热交换器中，热电转换系统与主热交换器连接；主热交换器包括主热传输进风口、主热传输出风口、余热排出进风口和余热排出排风口；热管反应堆正常运行下，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为关闭，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为打开带走堆芯热量；正常启停堆及事故工况下，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为关闭，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为打开以带走堆芯剩余热量。
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公开(公告)号：CN119314706A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503388.2
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C1/32 , G21C5/02 , G21C5/06 , G21C15/257
Abstract: 一种展平温度的堆芯结构，包括燃料组件，燃料组件包括基体、燃料棒和热管。其中，基体的轴截面上设置有多个沿基体轴向延伸的安装孔，安装孔沿第一方向排布为平行的多列，与第一方向成60°夹角的第二方向上安装孔也排布成列，沿基体边缘排布的安装孔与边缘具有相同的最小距离。沿第一方向和第二方向每两条热管之间设置有两条燃料棒；沿基体边缘排布的燃料棒中，相邻两条燃料棒中的一条替换为空位。多个燃料组件密铺排布形成堆芯结构。该堆芯结构能够有效实现温度展平，避免局部过热，从而提高热管微堆的效率与可靠性。本发明还提供一种热管微堆。
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公开(公告)号：CN119312037A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507151.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/20 , G21C17/00 , G06F18/213 , G06Q10/063 , G06Q50/26
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆的事故清单确定方法，包括：基于确定论安全分析方法对热管反应堆各个部件失效导致的关键安全功能影响进行分析，得到确定论的事故清单；将热管反应堆分为多个子系统，采用故障模式和影响分析方法识别每个子系统的潜在失效模式，所述子系统包括堆芯、主热传输系统、反应性控制转鼓驱动机构、安全停堆棒驱动机构、热电转换系统、非能动余热排出系统、电气系统、控制和保护系统；基于概率论安全分析方法分析每个潜在失效模式可能产生的始发事件；对所述始发事件进行分组，得到概率论的始发事件清单；根据所述确定论的事故清单和所述概率论的始发事件清单确定最终的事故清单。
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公开(公告)号：CN119312509A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509874.5
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/18 , G21C17/00 , G06F30/20 , G06Q50/06 , G06Q50/26 , G06F113/14 , G06F119/02
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆的安全性分析方法和系统。该方法包括以下步骤：对热管微堆的设计特征进行关键现象识别和分级分析以获得热管微堆现象分级表；基于热管微堆的设计特征和热管反应现象分级表进行失效模式与影响分析以获得热管微堆事故清单；根据热管微堆重要部件、核电厂安全法规和热管微堆事故清单确定热管微堆安全准则；根据热管微堆安全准则和热管微堆事故清单确定热管微堆的潜在保护信号清单；根据法定保护信号要求和设计约束条件对潜在保护信号清单进行可实施性优化，确定初步保护信号清单；以及对初步保护信号清单中的保护信号进行关键事故验证以获得最终保护信号清单。
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公开(公告)号：CN119309686A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507320.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01K7/02 , G06F30/20 , G06T17/00 , G01K1/08 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F111/04
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆堆芯温度测量方法，包括对热管微堆堆芯进行建模获得堆芯三维模型；在堆芯三维模型上模拟不同的热管失效工况，得到堆芯的温度场分布规律；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点；根据多个基体温度测点的温度得到热管微堆堆芯的温度；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点包括根据温度场分布规律确定多个候选测点方案，每个候选测点方案包括多个候选测点；判断候选测点方案是否满足约束条件，如果满足，则将候选测点方案中的候选测点作为基体温度测点，约束条件为对于不同的热管失效工况，在基体或燃料棒达到温度超限值之前，候选测点方案中至少一个候选测点能够监测到候选测点的温度在预设时间内达到预设温度。
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