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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：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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119915857A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510412868.0
申请日：2025-04-03
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了一种膜态沸腾试验装置及试验方法，膜态沸腾试验装置包括：加热板、由加热板围成的介质流道，以及用于对加热板进行定温加热的导热块；其中，沿膜态沸腾试验装置的高度方向，介质流道中对应导热块的区域为反环状流生成段，介质流道中错开导热块的区域反环状流流通段；反环状流生成段和反环状流流通段沿介质流道中介质的流动方向依次设置。这样在第一方面，导热块可认为是定温加热，使得整个试验过程中的温度是可控的，并且试验的最高温度就是试验前导热块所达到的预设温度，这样便有效避免加热板熔毁问题；在第二方面，通过对加热板的持续加热，可以维持介质反环状流膜态沸腾状态的稳定性，保证试验有效进行。
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公开(公告)号：CN112530610B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202011424380.3
申请日：2020-12-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
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：CN116598028B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211501568.2
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C17/035 , G21C9/004
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，采用密闭的安全壳结构，包括：反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。
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公开(公告)号：CN116306345B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310088710.3
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 , G06Q50/06 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，包括以下步骤：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布；本发明的对熔融池金属顶部换热效果开展定量化分析，进一步支撑IVR缓解策略的有效性。
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公开(公告)号：CN115910406B
公开(公告)日：2024-01-09
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。(56)对比文件苑景田;佟立丽;曹学武;武铃.压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析.原子能科学技术.2008,第42卷(第S1期),全文.
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