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公开(公告)号：CN117436259A
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202311423950.0
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G21C17/10 , G06F111/08
Abstract: 一种基于抽样的蒸汽爆炸后果分析方法，包括以下步骤：提供蒸汽爆炸的关键影响因素和对应的输入概率分布，提供蒸汽爆炸分析程序；对关键影响因素进行自动抽样并生成输入卡，将输入卡输入蒸汽爆炸分析程序，得到蒸汽爆炸后果的概率分布。该方法能够通过大量抽样涵盖关键因素的变化范围，通过概率论方法对蒸汽爆炸断后果提供准确的模拟，从而为核电站安全设计和事故后果评估提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN116078760B
公开(公告)日：2024-01-19
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：CN115691842B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211466214.9
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种压力容器外部强化传热系统及反应堆系统，包括用于包裹在压力容器外周的外部流道，外部流道底部设有冷却剂进口，并通过冷却剂进口与堆腔连通，外部流道内部空间的底部设有搅拌叶片，搅拌叶片与位于堆腔内的搅拌驱动件连接，外部流道设置有用于对其内部液体施加振动的超声振动装置，外部流道还与纳米流体供给机构连接，采用本发明的传热系统避免了纳米颗粒的沉降和聚团，而且超声作用下能够强化传热效果提高临界热流密度，IVR措施效果好。
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公开(公告)号：CN117408063A
公开(公告)日：2024-01-16
申请号：CN202311416707.6
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 一种重水堆双腔室MCCI过程分析方法，包括以下步骤：建立重水堆核电厂模型，并划分节点；提供事故初始条件，模拟重水堆MCCI的多阶段过程，其中当一个事故阶段达到预设的出口条件时进入下一个事故阶段模拟，前一事故阶段的模拟结果决定下一个事故阶段模拟的初始条件；根据MCCI过程的模拟结果，判断重水堆核电厂安全壳的有效性。上述方法能够有效对重水反应堆双腔室MCCI过程进行模拟分析，指导重水反应堆的结构设计及安全管理。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN115862908B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温(56)对比文件D. L. Knudson 等.SCDAP/RELAP5-3D©Analyses Supporting Improved In-VesselRetention Margins for High PowerReactors.2003 RELAP5 International UsersSeminar.2003,第1-28页.
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116598028A
公开(公告)日：2023-08-15
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：CN116453717A
公开(公告)日：2023-07-18
申请号：CN202211474968.9
申请日：2022-11-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/14 , G21C15/243
Abstract: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，属于核反应堆冷却系统技术领域，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，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，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
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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：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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公开(公告)号：CN117238541A
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202311229540.2
申请日：2023-09-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/06 , G21C17/112 , G21C17/035 , G21C17/022 , G21C17/038
Abstract: 一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置，其中试验箱体包括主水箱和内水箱，内水箱设置在主水箱内，顶部开口并填充有浸没在水中的重水堆屏蔽钢球；加热装置嵌置于内水箱壁体内，用于模拟堆芯熔融物放热；蒸汽收集装置用于收集并计量内水箱中汽化的水量。该装置能够准确模拟并计量重水反应堆端屏蔽壁体的临界热流密度，指导重水反应堆结构优化和安全设计。本发明还提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法。
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