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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：CN117292854A
公开(公告)日：2023-12-26
申请号：CN202311433162.X
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种重水堆堆芯熔融物滞留方法，在堆芯熔化后对熔融物进行滞留，该方法包括以下步骤：将排管配置为不承压设计，当排管内的压力管破裂后排管失效，将压力气体释放至排管容器；当排管失效后，对排管容器进行泄压；泄压后向排管容器内注入冷却水使所有排管始终浸没在冷却水中；检测排管容器壁面的温度，当排管容器壁面温度超过冷却水沸点后向排管容器腔室内注入冷却水至过热的排管容器壁面被浸没。该方法充分利用了重水堆的结构特征，通过泄压与冷却水加注，分别在排管与排管容器内实现对堆芯熔融物的分级滞留，从而提高重水堆的安全性。
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公开(公告)号：CN117133489A
公开(公告)日：2023-11-28
申请号：CN202311077997.6
申请日：2023-08-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/112 , G01K7/02 , G01K1/12 , G01J5/00 , G01J5/05
Abstract: 本发明公开了一种超高温熔融物测温装置及方法，包括双层套管，在双层套管的顶部设置无线测温传感器，底部固定辐射接收板，在辐射接收板上还设置有接触式测温传感器，所述的双层套管的内套管内部为测温通道，无线测温仪器通过测温通道测量辐射接收板的温度；所述双层套管的内套管与外套管之间形成的环状空间为冷水通道；在冷水通道的入口和出口安装有流量计和水温测量传感器。
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公开(公告)号：CN116959764A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310723093.X
申请日：2023-06-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域，方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116130126A
公开(公告)日：2023-05-16
申请号：CN202211500815.7
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112 , G21C17/10
Abstract: 本发明公开了一种紧凑式的熔融物瞬态反应模拟装置及模拟方法，涉及核工业研究技术领域，解决了现有熔融物瞬态反应试验装置真空要求高、试验效率低的问题，提高了试验效率及准确性，具体方案如下：包括水冷坩埚、套设在水冷坩埚上的加热机构和屏蔽机构，所述水冷坩埚的顶部设有盖板，盖板上设有测温通道和投料通道，所述盖板分别与用于提供密度大于空气的惰性气体的供气系统和用于测量氧气含量的监测系统连接，所述屏蔽机构位于加热机构与水冷坩埚之间，所述屏蔽机构与盖板滑动连接以上下移动。
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公开(公告)号：CN116030997A
公开(公告)日：2023-04-28
申请号：CN202310120462.6
申请日：2023-02-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了一种使用牺牲材料缓解核反应堆严重事故的方法及装置，包括：在反应堆压力容器内部安装牺牲材料层；当反应堆发生严重事故时，牺牲材料层在熔化过程中，吸收堆芯熔融物中的衰变热，减少向压力容器壁面的传热；牺牲材料层熔化后，使堆芯熔融物的体积增大，增加与压力容器壁面之间的传热面积，降低热流密度。通过减小堆芯熔融物对压力容器壁面传热的热流密度或降低聚焦效应有效降低了压力容器失效概率，缓解核反应堆严重事故。
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公开(公告)号：CN119740380A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411835539.9
申请日：2024-12-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G16C20/30 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及一种安全壳内氢气燃爆转变概率的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：根据安全壳内隔间的几何特征确定隔间的几何结构分级以及所属级别；根据混合物的爆炸单元宽度确定混合物的类别；基于隔间的几何结构分级和混合物的类别，确定隔间内引发氢气燃爆转变的分级并分配等级失效概率CFP；计算隔间的混合物各类别的离散概率分布CPD；基于等级失效概率CFP和离散概率分布CPD，计算安全壳内引发氢气燃爆转变的概率。本发明能够有效支持安全壳内燃爆风险的评价。
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公开(公告)号：CN119623035A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411671989.9
申请日：2024-11-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/18 , G06F119/02 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本发明涉及一种非能动核电厂蒸汽发生器传热管蠕变失效的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：获取传热管蠕变失效的缺陷数据；计算缺陷数据中的传热管的长度缺陷的最大缺陷频率，以及深度厚度比的缺陷频率，形成两者的缺陷组合，计算缺陷组合的缺陷频率；基于传热管的几何结构及缺陷组合计算应力放大因子；选取高压熔堆事故序列，提取高压熔堆事故序列中传热管随时间变化的状态参数；基于缺陷频率、应力放大因子和状态参数，计算蠕变失效模型的关键参数；随机抽样缺陷组合，通过蠕变失效模型统计概率失效结果，并计算最易失效时间。本发明能够计算传热管蠕变失效概率，有利于提升非能动核电厂系统的研发和设计的安全性。
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公开(公告)号：CN119560201A
公开(公告)日：2025-03-04
申请号：CN202411640539.3
申请日：2024-11-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21D3/06
Abstract: 本申请提供了一种非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法，涉及核电厂技术领域。本申请提供的非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法包括在核电厂主控室和远距离停堆室均无法运行或丧失核电厂固有的交流和直流电源的情况下，判断应急响应组织是否就位；在所述应急响应组织就位前，执行初始响应导则；在所述应急响应组织就位后，执行大范围损伤缓解导则长期缓解流程。本申请建立了应对非能动压水堆核电厂发生爆炸、大火等人为或自然极端外部事件而造成大范围损伤时的缓解方法，在发生上述事件及灾害时重新建立核电厂的命令和控制系统，并使用所有资源保证或者恢复堆芯、安全壳和乏燃料水池的冷却，使核电厂达到安全、稳定、可控的状态。
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