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公开(公告)号:CN113091030A
公开(公告)日:2021-07-09
申请号:CN202110366868.3
申请日:2021-04-06
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核电供热系统领域,具体为一种核电和火电耦合供汽系统,采用核电汽轮机抽汽作为给水的第一级加热,蒸汽发生器的主蒸汽作为第二级加热,产生低温蒸汽,第二级加热后的高温水引入热网加热器,将热网回水加热后送回热网供热,从火电汽轮机中抽取高温蒸汽,与第二级加热后的低温蒸汽在混合母管中混合后产生中温的过热蒸汽,供用户使用;本发明相比于现有技术,采用火电的高温蒸汽提升核电低温蒸汽的品质,提供工业用汽,充分利用核电的热量,同时减少火电的抽汽量,对区域性碳减排有重要贡献。
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公开(公告)号:CN111946487A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010877783.7
申请日:2020-08-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动斯特林装置,它包括安全筒,在所述安全筒内设置有核燃料块,所述核燃料块内设置有若干贯通的热管,所述热管的一端与斯特林发电机相连接,在所述核燃料块的外部包裹有控制反应性和放射性的控制环;与现有技术相比,采用了新的核能发电技术,即用核燃料块代替压水堆的燃料组件堆芯,通过贯通核燃料块的热管代替水,通过热管传递热量驱动的斯特林发电机发电,体积小,结构简单,可靠性高,为地面/水下/车载/通讯基站和通讯卫星等提供了新的电源选择,实现本发明的目的。
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公开(公告)号:CN111946415A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010871692.2
申请日:2020-08-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动布雷顿装置,它包括容器,在容器的中部设置有核燃料块,在核燃料块中贯穿设置有若干导热管,核燃料快连接有布雷顿循环装置,布雷顿循环装置的一端连接有发电机,布雷顿循环装置的另一端连接有压缩机,核燃料块的外侧设置有反应性和放射性控制环,在核燃料块的外侧还设置有排热器;采用了新的核能发电技术,即耦合了核裂变技术和燃气轮机技术,通过使用超临界二氧化碳或氮气进行布雷顿循环,实现核能向电能的高效转换,显著简化了系统配置,体积小,结构简单,可靠性高,满足公路/船舶/飞机/宇航运输要求,可用于海陆空天各类场景,为数据中心、偏远矿区、紧急救援等提供核电保障。
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公开(公告)号:CN110911020A
公开(公告)日:2020-03-24
申请号:CN201911227935.2
申请日:2019-12-04
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/024 , G21C13/028 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种压力容器顶部双层壳体设计的先进专设安全设施配置方案,包括固定在安全壳内的压力容器,所述压力容器由压力容器第一层壳体、压力容器顶部第二层壳体组成,且压力容器第二层壳体固定在压力容器第一层壳体的顶部。优点在于:本发明通过设计一体化反应堆,消除大破口的可能性,可最大限度缓解设计基准小LOCA事故和非LOCA事故,压力容器采用顶部部分双层壳体设计,将稳压器、主回路管线等布置在双层壳体间,通过有效隔离破口,维持压力边界,有效缓解因小破口对反应堆安全性的挑战,保证反应堆安全性,并简化系统设计,同时,减小全双层压力容器壳体设计带来的不利经济性以及维修的复杂性。
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公开(公告)号:CN103377732A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127359.6
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: F28D15/02 , F28D15/0266 , G21C15/257 , G21C19/07 , G21C19/08
Abstract: 本发明涉及基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统,其在乏燃料池内的四周布置若干块隔板,且隔板的高度均低于乏燃料池的高度;在隔板的外侧与乏燃料池内壁之间布置多根蒸发端热管,这些蒸发端热管被分成若干组;每组蒸发端热管的顶端出口延伸出乏燃料池并且连接一路上升管的入口,该路上升管的出口连接包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口,该组冷凝端热管的底部出口连接一路下降管的入口,该路下降管的出口向下延伸至乏燃料池内、连接一组蒸发端热管的底部入口。本发明采用热管冷却乏燃料池,热管工作介质相变换热实现低温差高效换热,依靠密度差自然循环驱动,从根本上消除对电源和人员的依赖,实现乏燃料池长期非能动高效换热冷却。
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公开(公告)号:CN103377720A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127012.1
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置,包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板;外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道,导流板底部设有冷却剂入口,内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用不同的材料包容熔融物,应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却,提高了核电站的高全性。
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公开(公告)号:CN119962245A
公开(公告)日:2025-05-09
申请号:CN202510203386.4
申请日:2025-02-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请提供了一种风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆,核反应堆包括安全壳,所述生成方法包括如下步骤:计算初始状态下安全壳内部的空气摩尔数;获取第一预设工况曲线以确定氢气不可燃区域;获取第二预设工况曲线以确定氢气严重挑战区和氢气燃烧区;获取第三预设工况曲线以确定无需关注氢气区;获取第四预设工况曲线以确定将来潜在发生氢气燃烧区和将来潜在发生氢气严重挑战区。本申请提供的风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆能够评估多种工况下安全壳的氢气风险,能够帮助核电厂操纵员根据风险辅助图评估氢气风险并作出缓解决策,进一步保障了核反应堆的安全性以及可靠性。
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公开(公告)号:CN119761238A
公开(公告)日:2025-04-04
申请号:CN202411809814.X
申请日:2024-12-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 一种集总参数与三维模拟联合氢气风险仿真方法及计算装置,属于核电领域。其中,集总参数与三维模拟联合氢气风险仿真方法包括如下步骤:提供事故序列并根据集总参数分析程序分析得到安全壳内的流体状态函数,建立安全壳风险区域的三维分析模型,并与非风险区域集总参数的一维分析模型联合得到联合分析模型;利用联合分析模型计算得到流体分布场,并进行氢气风险分析。该方法有效降低了氢气风险仿真模拟计算的模型复杂度与工作量,在保证仿真模拟精度的前提下有效提高了计算效率。
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公开(公告)号:CN119515086A
公开(公告)日:2025-02-25
申请号:CN202510083397.3
申请日:2025-01-20
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明的实施例提供了一种确定实际消除堆芯熔化概率的方法,涉及核电厂安全领域。旨在改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。确定实际消除堆芯熔化概率的方法包括:控制核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年,在核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年的情况下,该核电厂已经实现实际消除堆芯熔化,该核电厂的堆芯熔化风险可以忽略,从而改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。
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公开(公告)号:CN113108617B
公开(公告)日:2024-06-18
申请号:CN202110377526.1
申请日:2021-04-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F28B1/06 , F28B9/08 , F22D11/06 , F25D17/02 , F28C1/00 , F28F27/00 , F25B27/02 , F25B30/04 , F24D3/18
Abstract: 本发明涉及小型核电站技术领域,具体地说是一种小型核电站的节水循环冷却系统,其主要包括蒸汽发生器、汽轮机、空冷凝汽器、热泵、水冷塔、热交换器连接而成的厂用水水冷循环回路、汽轮机空冷凝汽器回路、余热回收利用回路。本发明有益效果为,利用直接空冷凝汽器对汽轮机排汽进行冷却,完成凝结水循环;设置了水冷塔,降低厂用水的温度,确保设备得到持续的冷却;在供暖季利用汽轮机抽汽作为热泵的驱动汽源,提取厂用水系统的热量,作为热网回水的加热热源,并降低厂用水的温度,大大减少了空冷凝汽器对水资源的需求;采用精细化水冷手段实现用水最小化,并提取设备运行的热量,不仅节约了水资源,也回收了废热,减少对环境的影响。
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