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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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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：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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Patent Agency Ranking
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：CN119322730A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311510179.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F11/3668 , G06F30/20 , G16C20/10
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的物理模型的试验验证方法，包括：接收在系统分析程序的应用参数范围内开展试验得到的若干组试验工况的试验输入参数和试验输出结果，所述系统分析程序包括多个物理模型；计算试验输出结果的不确定度；根据所述不确定度和所述试验输出结果计算保守输出结果；将所述试验输入参数导入程序验证系统，所述程序验证系统根据所述试验输入参数调用对应的物理模型的程序模块代码，得到程序输出结果；将所述程序输出结果与所述保守输出结果进行比较，如果输出偏差小于用户设置的可接受值，则所述物理模型验证通过。
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公开(公告)号：CN119314707A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503387.8
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 一种耐事故热管微堆，包括设置在反应堆壳体内的堆芯组件和换热器，反应堆壳体设置有余热排出系统，余热排出系统的多个进风口设置在反应堆壳体底部，多个排风口设置在反应堆壳体顶部。在事故工况下，进风口与排风口打开，使外界空气进入反应堆壳体实现自然对流带走堆芯组件产生的热量，避免堆芯组件的过热熔化，降低放射性物质外泄的风险。
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公开(公告)号：CN116030997B
公开(公告)日：2024-02-27
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：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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