-
公开(公告)号：CN116884508A
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202310732010.3
申请日：2023-06-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C20/10 , G06F30/10 , G06Q50/06 , G06F119/08 , G06F119/02
Abstract: 本公开涉及核反应堆运行安全评估技术领域，提出了一种氢气扩散火焰作用下贯穿结构安全性评估方法及系统，实现反应堆严重事故下氢气扩散火焰对钢制安全壳贯穿结构影响评估，通过对反应堆严重事故下氢气扩散火焰的合理模拟，评价氢气扩散火焰的后果，从而评估钢制安全壳贯穿结构的完整性。适用于非能动核电厂氢气扩散火焰的后果评估，能有效评估氢气扩散火焰作用下安全壳贯穿结构的完整性评估。
-
公开(公告)号：CN116361972A
公开(公告)日：2023-06-30
申请号：CN202310378064.4
申请日：2023-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/18 , G06F30/20 , G06F111/08 , G06F113/14 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，包括以下步骤：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。
-
公开(公告)号：CN108962407A
公开(公告)日：2018-12-07
申请号：CN201810609165.7
申请日：2018-06-13
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: G21C15/18
Abstract: 本发明的目的在于公开一种先进堆芯补水箱结构，它包括补水箱箱体，在所述补水箱箱体的上部设置有水平隔板，所述水平隔板的中部连接有箱体内注射管，所述箱体内注射管下部设置有流水孔，所述水平隔板上设置有非能动浮子式流水孔开闭控制装置；与现有技术相比，在堆芯补水箱处于水循环运行模式下，能有效减少用于自然循环的堆芯补水箱水装量，有效减少整个系统由于冷热水混合导致的体积膨胀，进一步防止稳压器满溢，同时这个水装量能满足化学容积控制系统故障时的补水要求以及主蒸汽管道破裂时的硼化要求；在堆芯补水箱处于排水运行模式下，不影响用于安全注射的堆芯补水箱水装量，实现本发明的目的。
-
公开(公告)号：CN103377720A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127012.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置，包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器，还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板；外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道，导流板底部设有冷却剂入口，内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道；堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形；堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计，用不同的材料包容熔融物，应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却，提高了核电站的高全性。
-
公开(公告)号：CN119740380A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411835539.9
申请日：2024-12-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G16C20/30 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及一种安全壳内氢气燃爆转变概率的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：根据安全壳内隔间的几何特征确定隔间的几何结构分级以及所属级别；根据混合物的爆炸单元宽度确定混合物的类别；基于隔间的几何结构分级和混合物的类别，确定隔间内引发氢气燃爆转变的分级并分配等级失效概率CFP；计算隔间的混合物各类别的离散概率分布CPD；基于等级失效概率CFP和离散概率分布CPD，计算安全壳内引发氢气燃爆转变的概率。本发明能够有效支持安全壳内燃爆风险的评价。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN108962407B
公开(公告)日：2024-02-02
申请号：CN201810609165.7
申请日：2018-06-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明的目的在于公开一种先进堆芯补水箱结构，它包括补水箱箱体，在所述补水箱箱体的上部设置有水平隔板，所述水平隔板的中部连接有箱体内注射管，所述箱体内注射管下部设置有流水孔，所述水平隔板上设置有非能动浮子式流水孔开闭控制装置；与现有技术相比，在堆芯补水箱处于水循环运行模式下，能有效减少用于自然循环的堆芯补水箱水装量，有效减少整个系统由于冷热水混合导致的体积膨胀，进一步防止稳压器满溢，同时这个水装量能满足化学容积控制系统故障时的补水要求以及主蒸汽管道破裂时的硼化要求；在堆芯补水箱处于排水运行模式下，不影响用于安全注射的堆芯补水箱水装量，实现本发明的目的。
-
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。
-
公开(公告)号：CN112837831A
公开(公告)日：2021-05-25
申请号：CN202110024701.9
申请日：2021-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种节省旁流的控制棒和导向管组合结构，其特征在于，导向管和控制棒由底端向顶端延伸方向的横截面棒径同步线性减小，所述控制棒全部插入时，导向管和所述控制棒之间环缝宽度保持恒定，所述导向管底端内径为最大值，所述导向管顶端内径为最小值，所述控制棒底端外径为最大值，所述控制棒顶端外径为最小值。当控制棒完全拔出时，对应环缝摩擦阻力系数达到最大，此时旁通流量达到可实现的最小值，从而达到了节省旁通流量的目的。
-
公开(公告)号：CN103440886B
公开(公告)日：2016-06-22
申请号：CN201310364934.9
申请日：2013-08-20
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/14 , G21C15/243
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高压力容器外壁面临界热流密度的装置，包括反应堆压力容器和包覆于反应堆压力容器外部的保温层，反应堆压力容器外壁面和保温层之间形成流道，流道的内部具有多个固定在保温层内壁面上的突起部，多个突起部之间互不接触、呈周向排列或错位排列。本发明通过突起部呈错位的排列设置，增强流体流动过程中的搅浑，改变了压力容器外壁面中汽泡的积聚现象，增强流体的换热能力，提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度，从而有利于实施核电厂堆内熔融物滞留措施，提高核电厂在事故情况下的安全性。本发明结构简单、制造成本低、引入阻力小、系统可靠性高。
-
公开(公告)号：CN119626597A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202311184945.9
申请日：2023-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 卢洪早 , 王明弹 , 景益 , 史国宝 , 葛鸿辉 , 施伟 , 顾申杰 , 陈煜 , 王勇 , 颜岩 , 廖承奎 , 刘鑫 , 王煦嘉 , 田林 , 林绍萱 , 王伟
IPC: G21C15/18 , G21C15/243 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核蒸汽供应系统，其中的热段主管道的两端分别连接反应堆压力容器和蒸汽发生器，主泵立式地连接蒸汽发生器，冷段主管道的两端分别连接压力容器和主泵，热段主管道设有第一液位取压口和第二液位取压口，第一液位取压口位于热段主管道的底部，第二液位取压口靠近蒸汽发生器并位于热段主管道的顶部，反应堆冷却剂系统还包括稳压器和波动管，波动管的一端连接至其中一根热段主管道，波动管的另一端连接至稳压器的底部。所述非能动核蒸汽供应系统可容许堆芯额定功率显著提高。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
41
records
(took 0.026 seconds)
