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公开(公告)号：CN103440889A
公开(公告)日：2013-12-11
申请号：CN201310401430.X
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个部分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多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN119920335A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510399513.2
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分析方法、装置、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分析方法包括获取输入参数；基于所述输入参数计算目标位置的污垢厚度和硼沉积质量，所述目标位置包括堆芯，所述污垢厚度和所述硼沉积质量用于污垢风险分析；输出计算结果。本申请基于反应堆污垢导致的风险形成机理和重要现象，基于输入参数计算用于判断CILC风险的污垢厚度和用于判断CIPS风险的硼沉积质量，实现反应堆的污垢风险分析。
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公开(公告)号：CN119314710A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509849.7
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆系统及其使用方法，其中，系统包括热管反应堆堆芯、热管、主热交换器和热电转换系统；热管的蒸发段插入热管反应堆堆芯，热管的冷凝段插入主热交换器中，热电转换系统与主热交换器连接；主热交换器包括主热传输进风口、主热传输出风口、余热排出进风口和余热排出排风口；热管反应堆正常运行下，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为关闭，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为打开带走堆芯热量；正常启停堆及事故工况下，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为关闭，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为打开以带走堆芯剩余热量。
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公开(公告)号：CN119314706A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503388.2
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C1/32 , G21C5/02 , G21C5/06 , G21C15/257
Abstract: 一种展平温度的堆芯结构，包括燃料组件，燃料组件包括基体、燃料棒和热管。其中，基体的轴截面上设置有多个沿基体轴向延伸的安装孔，安装孔沿第一方向排布为平行的多列，与第一方向成60°夹角的第二方向上安装孔也排布成列，沿基体边缘排布的安装孔与边缘具有相同的最小距离。沿第一方向和第二方向每两条热管之间设置有两条燃料棒；沿基体边缘排布的燃料棒中，相邻两条燃料棒中的一条替换为空位。多个燃料组件密铺排布形成堆芯结构。该堆芯结构能够有效实现温度展平，避免局部过热，从而提高热管微堆的效率与可靠性。本发明还提供一种热管微堆。
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公开(公告)号：CN119312037A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507151.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/20 , G21C17/00 , G06F18/213 , G06Q10/063 , G06Q50/26
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆的事故清单确定方法，包括：基于确定论安全分析方法对热管反应堆各个部件失效导致的关键安全功能影响进行分析，得到确定论的事故清单；将热管反应堆分为多个子系统，采用故障模式和影响分析方法识别每个子系统的潜在失效模式，所述子系统包括堆芯、主热传输系统、反应性控制转鼓驱动机构、安全停堆棒驱动机构、热电转换系统、非能动余热排出系统、电气系统、控制和保护系统；基于概率论安全分析方法分析每个潜在失效模式可能产生的始发事件；对所述始发事件进行分组，得到概率论的始发事件清单；根据所述确定论的事故清单和所述概率论的始发事件清单确定最终的事故清单。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115547530A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211247899.8
申请日：2022-10-12
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种固态反应堆现象识别和分级方法，包括：构建固态反应堆事故清单；确定与固态反应堆安全相关的关注对象及其准则；分析并识别固态反应堆事故清单中各事故下与固态反应堆安全相关的现象；对所识别出的现象进行分级，确定每一事故下各现象的重要程度，形成固态反应堆的现象清单；判断所述现象清单是否完整，若否则循环迭代上述现象识别和分级，直至满足判断条件，获取现象识别及分级报告。本发明能够识别出固态反应堆在瞬态运行和假想事故运行条件下与热工安全相关的现象，并基于对该识别现象的等级划分，获得固态反应堆全范围事故PIRT表，指导固态反应堆的研发设计和程序开发。
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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。
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公开(公告)号：CN112885490A
公开(公告)日：2021-06-01
申请号：CN202110304905.8
申请日：2021-03-17
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及非能动反应堆技术领域，具体地说是一种一体化非能动先进小堆，其主要包括了主要用于缓解安全壳内温度和压力超限的无限时非能动安全壳冷却系统、主要用于缓解非失水事故的无限时非能动余热排出系统、用于替换高压安注的非能动堆芯冷却系统三大系统。本发明与现有技术相比，简化了安全系统配置，取消安全级交流电源，简化支持系统设计，实现反应堆和安全壳的无限时冷却，事故期间无需操纵员干预，提升电厂的安全性和经济性。
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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。
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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。
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