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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。
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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。
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公开(公告)号：CN116386910A
公开(公告)日：2023-07-04
申请号：CN202211500695.0
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。
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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。
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公开(公告)号：CN116078760A
公开(公告)日：2023-05-09
申请号：CN202310079866.5
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法，属于反应堆压力容器技术领域，包括：丝束、支撑柱和导流轨道，丝束安装在支撑柱的一端，支撑柱另一端安装在压力容器保温层内侧，丝束距离压力容器下封头设定距离；支撑柱能够在保温层受水蒸汽影响发生高频振动时随保温层振动，从而带动丝束清扫压力容器下封头外表面汽泡，使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离，防止偏离泡核沸腾现象的发生，同时也可通过导热起到一定冷却作用；另外可利用导流轨道进行冷却水导流等方式，有效提升压力容器下封头外壁面CHF，显著增大IVR成功可能性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112201372B
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202011109117.5
申请日：2020-10-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。
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公开(公告)号：CN115331849A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202211115574.4
申请日：2022-09-14
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法，所述系统包括反应堆系统，反应堆系统的热端与入口管道相连，入口管道通过热交换器入口联箱与热交换器相连，反应堆系统和热交换器入口联箱之间的入口管道上设置隔离阀；所述热交换器设置多级，多级热交换器串联连接，相邻的两级热交换器之间设置热交换器中间联箱；热交换器的出口与出口管道相连，出口管道上设置热交换器出口联箱和隔离阀；本发明的核反应堆用非能动余热排出系统能够满足在不同事故下，对余热排出系统的带热能力的不同需求，通过多级换热器的设计，避免带热量过大或过小，并减小非能动余热排出系统误启动对核反应堆系统造成的不利影响。
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公开(公告)号：CN115289396A
公开(公告)日：2022-11-04
申请号：CN202210911947.2
申请日：2022-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种减轻容器内下插管道破口事故后果的装置及方法，包括：入口段、水平段、弯曲段和竖直段依次设置；所述入口段的出口处设置入射喷嘴，所述水平段的入口处设置喇叭口结构，所述弯曲段的出口处设置喷嘴，所述竖直段管道内设置多级喷嘴；使得当发生破口事故时，向环境损失的工质更多为系统内的高温汽相而非液相，本发明装置的结构能够大大减缓容器内液位的下降速度，同时加快容器卸压的速度，减轻事故后果，提供全系统的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN114844129A
公开(公告)日：2022-08-02
申请号：CN202210342916.X
申请日：2022-04-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: H02J4/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆供电系统，涉及反应堆供电技术领域，包括交流电力系统和直流电力系统，交流电源系统包括常规交流系统和备用电源系统，常规交流电源系统包括高压母线、中压母线、低压母线及其变压设备，其中中压母线为可选设备，备用交流电源系统由柴油发电机和辅助交流电源系统组成。本发明结合小型堆非能动系统设计，可取消当前反应堆中安全级的交直流供电系统设计，厂外电耦合海水淡化、电解制氢等负载供电，或作为基荷能源用于风光互补，以用于专用负载的供电，如海岛供电等，实现核能综合利用，可有效降低小堆核电成本，提升经济性，同时拓宽核能的应用空间。
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公开(公告)号：CN113421666A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110749678.X
申请日：2021-07-01
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明属于反应堆安全技术领域，尤其为一种非能动调节流量的先进堆芯补水箱设计，包括补水箱，所述补水箱的内部安装有隔板，且隔板的内壁安装有高位阀门，所述隔板的内壁安装有低位阀门，所述隔板的内壁开设有常开补水孔，所述补水箱的下端设置有补水管线，所述补水箱的上端安装有密封圈，且密封圈的外壁安装有平衡管线。本发明无需电源驱动，可靠性极高，通过设置补水箱对隔板起到卡合固定作用，在使用装置时，隔板的设置便于对装置进行分隔，同时对注水量需求少时，可提供较少冷却水，在满足冷却的前提下延长可补水时间；同时可最大程度地避免事故升级，增加了装置的使用性。
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