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公开(公告)号:CN117556725A
公开(公告)日:2024-02-13
申请号:CN202311427098.4
申请日:2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海市辐射环境安全技术中心 , 南京天洑软件有限公司
Inventor: 浦祥 , 朱毅 , 陈国栋 , 张轶 , 杜风雷 , 邱志靓 , 王骏 , 李晓凤 , 张磊 , 洪韵 , 曹娟 , 姜昊宇 , 裴娟 , 黄程鹏 , 丁谦学 , 翟良 , 印舒蔚 , 傅小城 , 王雪 , 顾俊杰 , 李进 , 周静怡 , 欧洋 , 黄若漪 , 王兴悦 , 陈明 , 程硕 , 亢一博 , 黄铭泉 , 鲜浩扬
IPC: G06F30/28 , G06F30/27 , G06F30/10 , G06N3/042 , G06N3/0464 , G06N3/08 , G06F113/08
Abstract: 本发明提供了一种流场预测方法及系统,涉及流体力学技术领域,所述方法包括:获取研究对象不同几何外形和工况条件下对应的流场数据,构建流场数据集;将流场数据集中的流场数据转化为基于网格拓扑连接图的存储结构;建立基于图卷积神经网络的流场预测模型,使用转换后的流场数据集训练所述流场预测模型;输入待预测的几何参数和工况参数,使用所述流场预测模型进行流场预测。本发明结合了网格拓扑连接的信息和变几何变工况的特点,能够实现对变几何变工况条件下的流场快速预测。
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公开(公告)号:CN103377726B
公开(公告)日:2017-02-22
申请号:CN201210127036.7
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C13/028
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳,其在安全壳的外壁周围固定多根蒸发端热管,这些蒸发端热管被分成若干组;每组蒸发端热管的顶部出口连通一路上升连接管的入口,该路上升连接管的出口连通包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口,该组冷凝端热管的底部出口连通一路下降连接管的入口,该路下降连接管的出口连通一组蒸发端热管的底部入口。本发明提出了外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳,其使安全壳具备有最终热阱的功能,对于预应力混凝土安全壳,可以使原本不具备最终热阱的安全壳,具备一定的最终热阱能力;对于有最终热阱能力的钢制安全壳,也可以通过分离式热阱增加冷却能力。
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公开(公告)号:CN116230265A
公开(公告)日:2023-06-06
申请号:CN202310076942.7
申请日:2023-01-29
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种压水堆二回路供汽系统,包括安全壳,蒸汽发生器,一回路,二回路,排污管路,供汽管路,第一监测模块,第二监测模块和隔离模块,蒸汽发生器设于安全壳内,一回路设于安全壳内并与蒸汽发生器相连,二回路设于安全壳外,且二回路穿过安全壳并与蒸汽发生器相连,排污管路设于安全壳外,且排污管路穿过安全壳并与蒸汽发生器相连,供汽管路与二回路相连,第一监测模块设于排污管路,第二监测模块设于二回路,隔离模块设于供汽管路,隔离模块用于在第一监测模块和第二监测模块的其中一者所监测的辐射超标时关闭供汽管路。本发明的压水堆二回路供汽系统能够快速、可靠的进行蒸汽发生器泄漏监测,且在泄漏发生后能够及时的隔离供汽系统。
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公开(公告)号:CN103377726A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127036.7
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C13/028
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳,其在安全壳的外壁周围固定多根蒸发端热管,这些蒸发端热管被分成若干组;每组蒸发端热管的顶部出口连通一路上升连接管的入口,该路上升连接管的出口连通包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口,该组冷凝端热管的底部出口连通一路下降连接管的入口,该路下降连接管的出口连通一组蒸发端热管的底部入口。本发明提出了外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳,其使安全壳具备有最终热阱的功能,对于预应力混凝土安全壳,可以使原本不具备最终热阱的安全壳,具备一定的最终热阱能力;对于有最终热阱能力的钢制安全壳,也可以通过分离式热阱增加冷却能力。
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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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