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公开(公告)号：CN119309686A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507320.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01K7/02 , G06F30/20 , G06T17/00 , G01K1/08 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F111/04
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆堆芯温度测量方法，包括对热管微堆堆芯进行建模获得堆芯三维模型；在堆芯三维模型上模拟不同的热管失效工况，得到堆芯的温度场分布规律；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点；根据多个基体温度测点的温度得到热管微堆堆芯的温度；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点包括根据温度场分布规律确定多个候选测点方案，每个候选测点方案包括多个候选测点；判断候选测点方案是否满足约束条件，如果满足，则将候选测点方案中的候选测点作为基体温度测点，约束条件为对于不同的热管失效工况，在基体或燃料棒达到温度超限值之前，候选测点方案中至少一个候选测点能够监测到候选测点的温度在预设时间内达到预设温度。
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公开(公告)号：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
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 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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公开(公告)号：CN119312517A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507056.1
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 , G06F17/10 , G06F119/08
Abstract: 一种确定热管微堆传热路径传热比例的方法，包括以下步骤：确定热管微堆的传热路径，确定每级热传导中发生热传递的对象；根据传热守恒方程模拟计算每级热传导的导热过程，并对各级热传导进行归一化处理，建立传热比例群；提供目标工况，并计算所述目标工况下所述传热比例群中各元素的值随时间的变化，得到传热路径中每级热传导的传热比例。通过上述方法能够确定热管微堆各状态下不同传热路径的传热量占比，以为热管微堆安全分析、结构优化与模拟计算提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号：CN115910399A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211497484.6
申请日：2022-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 史国宝 , 夏利明 , 王国栋 , 黄镜宇 , 夏栓 , 梅其良 , 王岳 , 张迪 , 牛婷婷 , 黄思洋 , 黄若涛 , 陈卓 , 李东祚 , 蔡龙霆 , 陈军 , 向绪中 , 张培来 , 汪方文
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，包括：钢安全壳；多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口；本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。
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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：CN118032392A
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202410173166.7
申请日：2024-02-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种空气导流板可调的安全壳冷却系统冷却能力验证装置，包括：箱体、供风机构、供水机构以及PIV系统，箱体内设有目标导流板，目标导流板将箱体内腔室分为第一试验腔和第二试验腔，箱体在目标导流板的相对两侧分别为第一板体和第二板体，箱体侧部具有与第一板体和第二板体连接的可视侧板；供风机构输出端与第一试验腔连通；供水机构输出端与第二试验腔连通，第一板体位于供水机构一侧且第一板体外部设有加热机构；PIV系统包括激光发射器和相机，激光发射器位于第二板体外侧并朝向第一试验腔和第二试验腔发射激光，相机位于可视侧板外侧，并用于拍摄箱体内的图像。上述验证装置可以分析多工况下非能动冷却系统的冷却能力。
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公开(公告)号：CN106055850A
公开(公告)日：2016-10-26
申请号：CN201610566357.5
申请日：2016-07-18
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F17/50
CPC classification number: G06F17/5018
Abstract: 一种获得偏离泡核沸腾型临界热流密度的方法，步骤如下：1.设置一个初始热流密度qm，为了获得用于临界热流密度机理模型所需的局部热工水力参数，基于均匀流模型建立管内两相热工水力瞬态求解模型，基于有限差分法来求解两相均匀流偏导，以及采用半隐式差分格式求解离散后的控制方程；2.当步骤1计算所得局部热工水力参数达到稳态时，将步骤1获得的局部热工水力参数作为已知参数赋给偏离泡核沸腾型临界热流密度机理模型，求解临界热流密度qCHF；3.判断qm与qCHF是否一致，若没有收敛，则更新qm的值，重复步骤1，直至二者相同；本发明方法具有较好的拓展性，对数据依赖性低，能够有效地预测临界热流密度，对反应堆安全分析具有重要意义。
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公开(公告)号：CN106055850B
公开(公告)日：2019-01-08
申请号：CN201610566357.5
申请日：2016-07-18
Applicant: 西安交通大学
IPC: G06F17/50
Abstract: 一种获得偏离泡核沸腾型临界热流密度的方法，步骤如下：1.设置一个初始热流密度qm，为了获得用于临界热流密度机理模型所需的局部热工水力参数，基于均匀流模型建立管内两相热工水力瞬态求解模型，基于有限差分法来求解两相均匀流偏导，以及采用半隐式差分格式求解离散后的控制方程；2.当步骤1计算所得局部热工水力参数达到稳态时，将步骤1获得的局部热工水力参数作为已知参数赋给偏离泡核沸腾型临界热流密度机理模型，求解临界热流密度qCHF；3.判断qm与qCHF是否一致，若没有收敛，则更新qm的值，重复步骤1，直至二者相同；本发明方法具有较好的拓展性，对数据依赖性低，能够有效地预测临界热流密度，对反应堆安全分析具有重要意义。
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