-
-
公开(公告)号：CN117390588A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311412941.1
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/27 , G06N3/0442 , G06N3/08 , G06Q10/0635 , G06Q50/26
Abstract: 一种基于安全壳外剂量率的堆芯损伤评估方法，包括以下步骤：提供包括核电厂典型事故序列下堆芯损伤程度和安全壳外多个检测点位剂量率的堆芯损伤评价数据库；基于循环神经网络建立回归模型，利用堆芯损伤评价数据库进行训练，建立检测点位剂量率与堆芯损伤程度及事故变量之间的映射关系，形成堆芯损伤程度评估模型；输入待评估的事故信息，由堆芯损伤程度评估模型进行评估。该方法不依赖反应堆安全壳内的检测系统，提高了事故条件下堆芯损伤程度评估的可靠性和评估效率。本发明还提供一种计算装置。
-
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：CN119479859A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411519882.2
申请日：2024-10-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投科技孵化有限公司
Abstract: 本申请提供了一种抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法包括事故后堆芯升温及氧化计算、氧化层减薄计算、燃料包壳破损和燃料坍塌计算、裂变产物释放计算和熔池相互作用及传热分析，形成堆芯熔化事故中抗事故燃料的安全分析方法，支持论证抗事故燃料堆芯熔化事故后的安全性提升，指导抗事故燃料的研发和设计。
-
公开(公告)号：CN117010290A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310737147.8
申请日：2023-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/06 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开涉及核反应堆安全运行评估技术领域，提出了一种带水膜冷却的钢制安全壳内氢气风险分析方法及系统，构建了水膜冷却模拟模型，用于实现安全壳外部降液摸的传热传质过程模拟，将模拟结果传输至三维氢气风险分析CFD程序耦合，实现CFD程序的补充，能够适用于非能动核电厂的三维氢气风险分析，有效提高核电厂事故后氢气风险分析准确性。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116956661A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310721891.9
申请日：2023-06-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本公开提供了一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统，涉及氢气风险仿真技术领域，方法包括针对严重事故序列，获取反应堆严重事故数据，进行严重事故进程分析，获取三维分析所需的产氢源项参数；根据安全壳实际空间尺寸建立三维分析模型，设置节点关键参数，对节点进行建模以及网格划分，将安全壳划分为多个隔间区域；采用超实时仿真并假设严重事故发生，利用三维分析模型，分析安全壳各个隔间区域的氢气浓度，根据判断准则，确定各个区域该氢气浓度下所处的风险程度，并在三维仿真画面中实时显示，预测核电厂安全壳内氢气风险。本公开能够计算出安全壳每个隔间不同区域的氢气浓度，有效的对氢气风险进行预测。
-
公开(公告)号：CN116306335A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211632241.9
申请日：2022-12-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
-
公开(公告)号：CN115910406A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211465778.0
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提出了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统，该方法包括：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；确定堆腔初始条件和边界条件；基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。本发明提供了一种方便、快捷、精确的分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间的方法，分析结果可更好地支持IVR可信度的评估，进一步提高核电安全性。
-
公开(公告)号：CN119962245A
公开(公告)日：2025-05-09
申请号：CN202510203386.4
申请日：2025-02-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请提供了一种风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆，核反应堆包括安全壳，所述生成方法包括如下步骤：计算初始状态下安全壳内部的空气摩尔数；获取第一预设工况曲线以确定氢气不可燃区域；获取第二预设工况曲线以确定氢气严重挑战区和氢气燃烧区；获取第三预设工况曲线以确定无需关注氢气区；获取第四预设工况曲线以确定将来潜在发生氢气燃烧区和将来潜在发生氢气严重挑战区。本申请提供的风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆能够评估多种工况下安全壳的氢气风险，能够帮助核电厂操纵员根据风险辅助图评估氢气风险并作出缓解决策，进一步保障了核反应堆的安全性以及可靠性。
-
公开(公告)号：CN117454783A
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311244679.4
申请日：2023-09-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/08 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于数值分析的压力容器外部冷却系统优化方法，包括以下步骤：步骤1：获取压力容器外部冷却系统的几何模型信息以及计算区域的初始和边界条件信息；步骤2：建立压力容器外部冷却系统几何网格模型，并结合压力容器外部冷却系统结构特点构建合适的物理模型；步骤3：计算下封头壁面处的偏离泡核沸腾比：步骤4：根据偏离泡核沸腾比从多组ERVC系统模型中选取最优设计。本发明的分析方法利用计算流体力学方法的高效性和直观性，通过对多组ERVC系统模型的传热性能进行准确评估，实现最优设计的选取。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
30
records
(took 0.027 seconds)
