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公开(公告)号：CN119480168A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202510046290.1
申请日：2025-01-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18 , G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法。堆芯保护机构，包括：气泡发生装置，气泡发生装置的出气口设置于池式研究堆的堆底小室内，气泡发生装置用于产生气泡，气泡与堆底小室内的液态水形成气液两相的混合物，使堆芯侧的平均密度降低，从而加大反应堆水池与堆芯侧之间流体的静压差，使得自然循环的驱动力增加；其中，池式研究堆的堆芯浸没在反应堆水池底部，堆底小室位于堆芯下方且与堆芯相连通，堆芯余热依靠水的自然循环导出。本发明可用以解决或改善现有研究堆存在流动滞止现象、自然循环建立速度慢、堆芯余热无法快速排出的问题。
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公开(公告)号：CN119312517A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507056.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/10 , G06F119/08
Abstract: 一种确定热管微堆传热路径传热比例的方法，包括以下步骤：确定热管微堆的传热路径，确定每级热传导中发生热传递的对象；根据传热守恒方程模拟计算每级热传导的导热过程，并对各级热传导进行归一化处理，建立传热比例群；提供目标工况，并计算所述目标工况下所述传热比例群中各元素的值随时间的变化，得到传热路径中每级热传导的传热比例。通过上述方法能够确定热管微堆各状态下不同传热路径的传热量占比，以为热管微堆安全分析、结构优化与模拟计算提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/12 , G21C9/004
Abstract: 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
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: G06F30/20 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119480168B
公开(公告)日：2025-04-29
申请号：CN202510046290.1
申请日：2025-01-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18 , G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法。堆芯保护机构，包括：气泡发生装置，气泡发生装置的出气口设置于池式研究堆的堆底小室内，气泡发生装置用于产生气泡，气泡与堆底小室内的液态水形成气液两相的混合物，使堆芯侧的平均密度降低，从而加大反应堆水池与堆芯侧之间流体的静压差，使得自然循环的驱动力增加；其中，池式研究堆的堆芯浸没在反应堆水池底部，堆底小室位于堆芯下方且与堆芯相连通，堆芯余热依靠水的自然循环导出。本发明可用以解决或改善现有研究堆存在流动滞止现象、自然循环建立速度慢、堆芯余热无法快速排出的问题。
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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：CN117272860A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311240176.X
申请日：2023-09-22
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: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 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
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 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：CN117953752B
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202311778020.7
申请日：2023-12-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 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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