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公开(公告)号：CN116453717B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211474968.9
申请日：2022-11-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/14 , G21C15/243
Abstract: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，属于核反应堆冷却系统技术领域，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，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，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
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公开(公告)号：CN116361972B
公开(公告)日：2024-01-16
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。
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公开(公告)号：CN116070544B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310089974.0
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 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中，熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变，综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响，提高了对压力容器完整性判断的准确性，及时发现压力容器的损坏情况，避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率，从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
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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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Patent Agency Ranking
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：CN116146004A
公开(公告)日：2023-05-23
申请号：CN202310079566.7
申请日：2023-01-17
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供一种核电厂主控室降噪减振墙体结构和减振方法，减振墙体结构，包括：第一轴墙，其位于所述主控室的一侧；第一跨墙，其设置于第一轴墙远离主控室一侧；其中，从核岛引出的主蒸汽管道穿过第一轴墙和第一跨墙，且主蒸汽管道支撑于第一跨墙上。本申请的核电厂主控室降噪减振墙体结构和减振方法，将主蒸汽管道内由于流体运行产生的振动转移传递至主控室以外区域的第一跨墙，隔断了振动传递至主控室的传播路径，从而可以大幅降低主控室噪声，极大改善主控室声学环境，为主控室工作人员提供较好的声学工作环境。
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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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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。
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公开(公告)号：CN112017797A
公开(公告)日：2020-12-01
申请号：CN202010954532.4
申请日：2020-09-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于小破口失水事故堆芯排汽的装置，所述装置包括安装在反应堆吊篮结构，在反应堆热管段以上的位置安装盖板，所述盖板上部采用铰链与所述吊篮结构连接，所述盖板可随着所述反应堆上腔室与所述下降段空间的压力差实现开合，所述盖板闭合时可与设置在所述反应堆上腔室内的密封凸台贴合密封。本发明涉及的堆芯排汽的装置不需要动力依靠事故过程中产生的小压差而打开，排出蒸汽，不需要水封排除，避免了安全注射系统不能及时注入带来的堆芯裸露和燃料升温等不利影响。
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