-
公开(公告)号：CN114121313A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424434.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；所述安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本发明提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
-
公开(公告)号：CN103456376B
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201310401428.2
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的面积；（3）对蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个热阱的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下钢制安全壳传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
-
公开(公告)号：CN119920337A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510399874.7
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了一种沸腾环境的质量蒸发率计算方法、计算装置及可读介质，该质量蒸发率计算方法包括：对压水堆冷却剂系统进行节点划分；针对每个节点，判断当前节点的污垢厚度是否大于临界值，如果是，当前节点为污垢表面，基于多孔沉积物沸腾模块计算所述节点的质量蒸发率，如果否，当前节点为干净包壳表面，基于沸腾热流和质量蒸发模块计算所述节点的质量蒸发率。本发明分别考虑干净和有污垢的包壳表面，建立一组质量蒸发率计算式，根据用户输入信息详细计算堆芯和蒸汽发生器每个节点的质量蒸发率，计算出的质量蒸发率更准确且符合实际场景。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119920334A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510399510.9
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的污垢风险计算方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的污垢风险计算方法包括：步骤S110、获取输入参数；步骤S120、基于所述输入参数计算质量蒸发率；步骤S130、基于所述质量蒸发率计算堆芯的污垢厚度；步骤S140、基于堆芯的污垢厚度计算硼沉积质量；步骤S150、判断是否达到收敛条件，如果达到收敛条件，则进入步骤S160，否则回到步骤S110；步骤S160、输出计算结果。本申请通过反应堆污垢导致的风险形成机理和重要现象，基于输入参数计算堆芯的污垢厚度和硼沉积质量，从而评估污垢带来的风险，包括CILC风险和CIPS风险。
-
公开(公告)号：CN119920333A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510398625.6
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的硼沉积质量计算方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的硼沉积质量计算方法包括：计算污垢内部的硼锂化合物沉积质量；计算污垢表面的硼吸附质量；对所述硼锂化合物沉积质量和所述硼吸附质量求和，得到硼沉积质量。本申请考虑硼锂化合物沉积和硼吸附两种硼沉积机理，结合这两种沉积机理计算总的硼沉积质量，实现了反应堆的硼沉积质量计算，并使得计算结果更加准确。
-
公开(公告)号：CN119446604A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411565127.8
申请日：2024-11-05
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投科技孵化有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种基于ATF燃料的压水堆破口事故分析方法，包括：步骤S1：排查ATF方案参数需求表，识别在事故分析中需要的燃料重要参数；步骤S2：根据燃料重要参数，开展ATF燃料的机理现象及关键模型研究，识别ATF燃料与现有核燃料的区别点；步骤S3：根据区别点对第一事故分析程序展开适用性评价；步骤S4：如果不适用，则对第一事故分析程序中的燃料模型进行改进，得到适用于AFT燃料的第二事故分析程序；步骤S5：采用第二事故分析程序对典型破口事故开展分析，验证步骤S1与步骤S2的重要现象是否得到体现，如果是，则采用第二事故分析程序对基于ATF燃料的压水堆进行破口事故分析。本发明能够对采用ATF方案的核电厂破口事故展开定性与定量评价。
-
公开(公告)号：CN119227583A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411484429.2
申请日：2024-10-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种CHF试验数据有效性评估方法、装置及可读介质，其中CHF试验数据有效性评估方法包括：获取多个工况的CHF试验数据；对所述CHF试验数据分别进行试验关键参数控制稳定性分析、试验数据可重复性分析、试验测量CHF值随关键参数变化规律分析、特殊现象分析、试验热损失分析，根据分析结果评估数据有效性。本发明通过从试验关键参数控制稳定性、试验数据可重复性、试验测量CHF值随关键参数变化规律、试验特殊现象以及试验热损失五个方面评估试验数据有效性，能够对CHF试验数据合理性进行多方面、系统性的评估，确保试验数据合理有效并可用于后续计算分析研究。
-
公开(公告)号：CN216623785U
公开(公告)日：2022-05-27
申请号：CN202122935260.6
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本实用新型属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本实用新型提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
28
records
(took 0.041 seconds)
