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公开(公告)号：CN115564247A
公开(公告)日：2023-01-03
申请号：CN202211247193.1
申请日：2022-10-12
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故智能识别及决策的方法及系统，该方法包括：根据典型事故的始发事件类型及与始发事件类型对应的事故关键变量的数据，构建典型事故数据库，以此训练事故智能识别模型；采集核电厂实时运行数据，通过事故智能识别模型进行事故识别，确定事故的始发事件类型；在缓解策略库中自动筛选出可行缓解策略，将识别的事故始发事件类型、核电厂中各种设备的实际投入情况及选取的缓解策略输入事故仿真分析平台中进行事故进程的模拟仿真；根据事故进程的预测分析，实时动态评估不同缓解策略所产生的定量化正负效应，输出最优缓解策略。本发明实现了对核电厂事故始发事件的识别，并实现了事故缓解策略的快速决策。
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公开(公告)号：CN112530610A
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN202011424380.3
申请日：2020-12-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/243
Abstract: 本发明的目的在于公开一种提高压力容器外临界热流密度的方法，与现有技术相比，能够在不依靠外界交流电的条件下，搅混反应堆压力容器外壁面与保温层之间的流体，使得保温层侧的冷流体冷却压力容器外壁面，降低壁面侧的含汽率，能在事故初期大幅度的提高反应堆压力容器外的CHF值；即使在蓄电池耗尽的条件下，依靠堆腔内流体的自然循环，也能搅混保温层与压力容器壁面之间的流体，少量提高压力容器外壁面的CHF值，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN105161145A
公开(公告)日：2015-12-16
申请号：CN201510481065.7
申请日：2015-08-03
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高熔融物压力容器内滞留有效性的方法，包括：步骤一，实施主系统降压，使压力容器的内部维持低压；步骤二，注水；其中，注水包括注水水源中的水通过流道向所述压力容器的外部注水和注水水源中的水通过注水管道向所述压力容器的内部注水。本发明采用向压力容器内部和外部注水的方法，有效降低熔融物传至压力容器壁面热流密度，使其小于压力容器外水冷却的临界热流密度，从工程角度解决了物理现象不确定性带来的影响，提高了熔融物压力容器内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN103578580A
公开(公告)日：2014-02-12
申请号：CN201310264749.2
申请日：2013-06-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置，包括混凝土牺牲层（4）、堆芯捕集器腔室（7）、堆芯捕集器难熔层（8）、冷却通道入口（9）、冷却通道出口（10）和堆芯捕集器底部冷却通道（11）。本发明提出了一套熔融物堆外冷却与IVR系统进行有机结合的装置，当IVR成功时，可以实现熔融物的堆内滞留；当IVR失效以后，通过堆芯捕集器底部冷却通道的非能动冷却，实现熔融物的堆外滞留，从而增强大型非能动压水堆核电厂缓解严重事故的能力。
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公开(公告)号：CN119312518A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507699.6
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 , G21C15/257 , G06F113/14 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明首次针对热管微堆设计，提出一种系统、全面的堆芯不熔化分析评价方法，方法包括基于概率论和工程判断筛选可能导致堆芯熔化的事故工况；将所述事故工况输入热管微堆分析模型，计算所述事故工况下热管微堆内各个部件的温度，根据所述热管微堆内各个部件的温度评价堆芯是否损伤；将所述热管微堆内各个部件的温度输入热管微堆力学模型，计算支撑堆芯的基体的力学参数，根据所述力学参数评价所述基体的结构完整性；根据堆芯是否损伤和所述基体的结构完整性评价是否满足堆芯不熔化要求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112923109B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110302346.7
申请日：2021-03-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，特别涉及一种安全泄压阀门系统，无需依赖安全级电源驱动，达到信号整定值即可自动开启，实现高压和低压容器的内外压力平衡，满足自动卸压要求，为反应堆专设系统注入提供成功条件；同时，为防止误动作，提出信号叠加阈值判断的设计方案，本发明相比于现有技术，依靠液压处于初始关闭状态，当满足信号后，依靠弹簧非能动开启，无需电源，具有很高的安全级；为防止误动作，本设计阀门可设计具有阈值特征，保护高压容器边界的完整性。
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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。
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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。
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公开(公告)号：CN115862908A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温度测点。
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