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公开(公告)号:CN118136286A
公开(公告)日:2024-06-04
申请号:CN202410207481.7
申请日:2024-02-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/12 , G21C9/004
Abstract: 一种海洋小型反应堆安全系统,包括一体化压力容器和包括内安全壳、外安全壳的双层安全壳。其中,一体化压力容器包括压力容器壳体,反应堆堆芯设置在压力容器壳体内,稳压器、一二次侧换热器集成在压力容器壳体内部;内安全壳配置为承压导热壳体,内安全壳与外安全壳之间配置为注有海水的换热腔,安全壳至少部分设置在海平面以下,内安全壳外表面设置有多个非能动余热排出换热器。该安全系统能够有效提高海洋小型反应堆对非LOCA和LOCA事故的耐受能力,改善海洋小型反应堆的安全性。本发明还提供一种海洋小型反应堆及其安全控制方法。
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公开(公告)号:CN117272650A
公开(公告)日:2023-12-22
申请号:CN202311240158.1
申请日:2023-09-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种基于RELAP5的数据后处理方法及系统,该方法包括:激活不同类型的数据后处理选项,输入不同类型数据后处理选项的相关信息;其中,数据后处理选项包括LOCA事故分析选项和事故序列输出选项;根据激活的数据后处理选项类型和输入的相关信息,在RELAP5程序计算产生的结果文件中抽取相应数据;基于抽取的相应数据,自动计算并输出计算结果;其中,计算结果包括LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列。本发明根据激活的数据后处理选项的不同,自动抽取相应数据并计算输出LOCA事故中破口释放的质能和基于触发时间排序的事故序列,有效提高数据后处理的智能化程度以及处理效率和准确性。
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公开(公告)号:CN119920501A
公开(公告)日:2025-05-02
申请号:CN202510423370.4
申请日:2025-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明的实施例提供了一种安全注射系统及方法,涉及反应堆安全系统领域。旨在改善安全注射系统注水流量与反应堆发生失水事故阶段所需流量不匹配的问题。其包括承压容器以及阻尼装置,承压容器的底部设置有安注出口管;阻尼装置设置在承压容器内,阻尼装置设置有进水口和出水口,承压容器内的安注水从进水口流经阻尼装置后,从出水口流向安注出口管。承压容器内安注水排出流量随失水事故进程呈逐渐下降的趋势,相比未设置阻尼的承压容器,初始阶段流量更低,可以减少安注旁通的水量;中间阶段流量可以迅速实现堆芯下腔室再灌水以及堆芯再淹没;事故后期维持堆芯淹没的流量更低,充分延长安注时间,有效利用安注水。
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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。
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公开(公告)号:CN119207840A
公开(公告)日:2024-12-27
申请号:CN202411300673.9
申请日:2024-09-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种池式反应堆安全管理系统,包括停堆装置、非能动余热排出装置、主循环装置、辅助循环装置和非能动循环装置,其中停堆装置用于在事故工况下实现停堆;非能动余热排出装置形成反应堆水池与外部热阱的自然循环;主循环装置提供循环管路并在正常工况下驱动冷却水循环;辅助循环装置包括并联于主循环泵上的辅助循环泵,非能动循环装置包括设置在反应堆下部腔室的自然循环阀。该系统能够有效避免事故工况下冷却水过热,使冷却水流动方向快速由正常工况下的强迫对流切换至事故工况下的自然对流,防止流动滞止,有效提高池式反应堆的安全性与可靠性。本发明还提供一种池式反应堆安全管理方法。
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公开(公告)号:CN113851234B
公开(公告)日:2024-09-24
申请号:CN202111201966.8
申请日:2021-10-15
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域,具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒,包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验;有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验;便于电加热棒外部电接线;便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下,可以实现密排安装,确保与实际反应堆堆芯相似性。
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