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公开(公告)号：CN113113161B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110368638.0
申请日：2021-04-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电供热领域，特别涉及一种核能供汽系统，包括：核能反应堆冷却剂管路；换热装置，核能反应堆冷却剂从核能反应堆中流出，经管路进入所述换热装置的供热侧后，通过管路返回核能反应堆；待加热给水，所述待加热给水经过给水管路流入所述换热装置的受热侧后转变为低温蒸汽，所述低温蒸汽经过低温蒸汽管道后被分为两路，其中一路低温蒸汽流经一加热装置后被加热为高温蒸汽并流出系统，另一路低温蒸汽流经一发电装置后流出系统；所述发电装置与所述加热装置电性连接，所述发电装置用于向所述加热装置供电；本发明相比现有技术，从核能独立供汽供暖的角度出发，采用电热转换提升蒸汽品质，废热进一步利用，对碳减排有重要贡献。
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公开(公告)号：CN117155026B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311425812.6
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明属于电机技术领域，提出了一种耐高温高压永磁同步屏蔽可控电机及其工作方法，外壳上设置有相互隔离的第一腔室和第二腔室；第一腔室内设置有旋转变压器定子，第二腔室内设置有定子绕组和铁芯；转子轴上设置有相互隔离的第三腔室和第四腔室，第三腔室内设置有旋转变压器转子，第四腔室内设置有转子铁芯；通过第一腔室和第二腔室上设置的定子屏蔽套，以及第三腔室和第四腔室上设置的转子屏蔽套，实现了耐高温高压的目的，满足了高温、高压和腐蚀介质中运行的环境要求，同时通过旋转变压器定子和旋转变压器转子实现了速度和位置的精确控制驱动目的，兼顾了电机在高温、高压和腐蚀介质中运行的环境要求，以及对电机精确控制的要求。
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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：CN116130123B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202211473842.X
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/02 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供一种非能动堆腔注水冷却系统及方法，涉及核电厂冷却系统领域；针对目前对反应堆熔融物堆内滞留条件下的压力容器冷却效果和效率不佳的问题，配置密封浮球和侧门，事故下通过向堆腔内注入冷却水开启第一开口，同时触发开启第二开口，实现冷却水通过多个位置开口进入压力容器外的冷却流道，达到冷却熔融物要求，提高冷却流道内液位上升速度，使堆腔内液位上升与冷却流道内液位上升趋于一致，满足压力容器快速冷却的需求。
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Patent Agency Ranking
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：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：CN116361972A
公开(公告)日：2023-06-30
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：CN115910400A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211355915.5
申请日：2022-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明涉及热管反应堆技术领域，特别涉及一种模拟热管微堆中热管失效瞬态事故的试验装置，包括热管微堆模拟装置，包括反应堆组件、换热组件以及设于两者间用于传热的若干高温热管；热管失效模拟装置，包括热管模拟件以及与其连通的冷却循环组件，所述热管模拟件设置在所述反应堆组件中；其中，所述热管模拟件由内管和外管套设组成，两管之间留有通入惰性混合气体的环隙，所述惰性混合气体用于调节所述环隙的热阻，所述内管与所述冷却循环组件连通；本发明通过调节气体组分和冷却水的流量，可实现不同温度和不同功率的传热，从而实现不同状态下热管传热以及热管失效瞬态模拟。
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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。
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