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公开(公告)号：CN112530610B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202011424380.3
申请日：2020-12-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/243
Abstract: 本发明的目的在于公开一种提高压力容器外临界热流密度的方法，与现有技术相比，能够在不依靠外界交流电的条件下，搅混反应堆压力容器外壁面与保温层之间的流体，使得保温层侧的冷流体冷却压力容器外壁面，降低壁面侧的含汽率，能在事故初期大幅度的提高反应堆压力容器外的CHF值；即使在蓄电池耗尽的条件下，依靠堆腔内流体的自然循环，也能搅混保温层与压力容器壁面之间的流体，少量提高压力容器外壁面的CHF值，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN116598028B
公开(公告)日：2024-01-19
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：CN116306345B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310088710.3
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q50/06 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，包括以下步骤：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布；本发明的对熔融池金属顶部换热效果开展定量化分析，进一步支撑IVR缓解策略的有效性。
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公开(公告)号：CN115910406B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202211465778.0
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提出了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统，该方法包括：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；确定堆腔初始条件和边界条件；基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。本发明提供了一种方便、快捷、精确的分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间的方法，分析结果可更好地支持IVR可信度的评估，进一步提高核电安全性。(56)对比文件苑景田;佟立丽;曹学武;武铃.压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析.原子能科学技术.2008,第42卷(第S1期),全文.
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公开(公告)号：CN116959764A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310723093.X
申请日：2023-06-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域，方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112530610A
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN202011424380.3
申请日：2020-12-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/243
Abstract: 本发明的目的在于公开一种提高压力容器外临界热流密度的方法，与现有技术相比，能够在不依靠外界交流电的条件下，搅混反应堆压力容器外壁面与保温层之间的流体，使得保温层侧的冷流体冷却压力容器外壁面，降低壁面侧的含汽率，能在事故初期大幅度的提高反应堆压力容器外的CHF值；即使在蓄电池耗尽的条件下，依靠堆腔内流体的自然循环，也能搅混保温层与压力容器壁面之间的流体，少量提高压力容器外壁面的CHF值，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN103377720B
公开(公告)日：2016-01-27
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：CN105161145A
公开(公告)日：2015-12-16
申请号：CN201510481065.7
申请日：2015-08-03
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高熔融物压力容器内滞留有效性的方法，包括：步骤一，实施主系统降压，使压力容器的内部维持低压；步骤二，注水；其中，注水包括注水水源中的水通过流道向所述压力容器的外部注水和注水水源中的水通过注水管道向所述压力容器的内部注水。本发明采用向压力容器内部和外部注水的方法，有效降低熔融物传至压力容器壁面热流密度，使其小于压力容器外水冷却的临界热流密度，从工程角度解决了物理现象不确定性带来的影响，提高了熔融物压力容器内滞留措施的有效性。
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公开(公告)号：CN103440886A
公开(公告)日：2013-12-11
申请号：CN201310364934.9
申请日：2013-08-20
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/14 , G21C15/243
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高压力容器外壁面临界热流密度的装置，包括反应堆压力容器和包覆于反应堆压力容器外部的保温层，反应堆压力容器外壁面和保温层之间形成流道，流道的内部具有多个固定在保温层内壁面上的突起部，多个突起部之间互不接触、呈周向排列或错位排列。本发明通过突起部呈错位的排列设置，增强流体流动过程中的搅浑，改变了压力容器外壁面中汽泡的积聚现象，增强流体的换热能力，提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度，从而有利于实施核电厂堆内熔融物滞留措施，提高核电厂在事故情况下的安全性。本发明结构简单、制造成本低、引入阻力小、系统可靠性高。
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公开(公告)号：CN219412027U
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202320137629.5
申请日：2023-01-17
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供一种核电厂主控室降噪减振墙体结构，减振墙体结构，包括：第一轴墙，其位于所述主控室的一侧；第一跨墙，其设置于第一轴墙远离主控室一侧；其中，从核岛引出的主蒸汽管道穿过第一轴墙和第一跨墙，且主蒸汽管道支撑于第一跨墙上。本申请的核电厂主控室降噪减振墙体结构，将主蒸汽管道内由于流体运行产生的振动转移传递至主控室以外区域的第一跨墙，隔断了振动传递至主控室的传播路径，从而可以大幅降低主控室噪声，极大改善主控室声学环境，为主控室工作人员提供较好的声学工作环境。
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