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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：CN119479859A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411519882.2
申请日：2024-10-29
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
Abstract: 本申请提供了一种抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法包括事故后堆芯升温及氧化计算、氧化层减薄计算、燃料包壳破损和燃料坍塌计算、裂变产物释放计算和熔池相互作用及传热分析，形成堆芯熔化事故中抗事故燃料的安全分析方法，支持论证抗事故燃料堆芯熔化事故后的安全性提升，指导抗事故燃料的研发和设计。
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公开(公告)号：CN116030997B
公开(公告)日：2024-02-27
申请号：CN202310120462.6
申请日：2023-02-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了一种使用牺牲材料缓解核反应堆严重事故的方法及装置，包括：在反应堆压力容器内部安装牺牲材料层；当反应堆发生严重事故时，牺牲材料层在熔化过程中，吸收堆芯熔融物中的衰变热，减少向压力容器壁面的传热；牺牲材料层熔化后，使堆芯熔融物的体积增大，增加与压力容器壁面之间的传热面积，降低热流密度。通过减小堆芯熔融物对压力容器壁面传热的热流密度或降低聚焦效应有效降低了压力容器失效概率，缓解核反应堆严重事故。
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公开(公告)号：CN116070544B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310089974.0
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 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中，熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变，综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响，提高了对压力容器完整性判断的准确性，及时发现压力容器的损坏情况，避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率，从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
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公开(公告)号：CN117010290A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310737147.8
申请日：2023-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/06 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开涉及核反应堆安全运行评估技术领域，提出了一种带水膜冷却的钢制安全壳内氢气风险分析方法及系统，构建了水膜冷却模拟模型，用于实现安全壳外部降液摸的传热传质过程模拟，将模拟结果传输至三维氢气风险分析CFD程序耦合，实现CFD程序的补充，能够适用于非能动核电厂的三维氢气风险分析，有效提高核电厂事故后氢气风险分析准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116956661A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310721891.9
申请日：2023-06-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本公开提供了一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统，涉及氢气风险仿真技术领域，方法包括针对严重事故序列，获取反应堆严重事故数据，进行严重事故进程分析，获取三维分析所需的产氢源项参数；根据安全壳实际空间尺寸建立三维分析模型，设置节点关键参数，对节点进行建模以及网格划分，将安全壳划分为多个隔间区域；采用超实时仿真并假设严重事故发生，利用三维分析模型，分析安全壳各个隔间区域的氢气浓度，根据判断准则，确定各个区域该氢气浓度下所处的风险程度，并在三维仿真画面中实时显示，预测核电厂安全壳内氢气风险。本公开能够计算出安全壳每个隔间不同区域的氢气浓度，有效的对氢气风险进行预测。
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公开(公告)号：CN116386910A
公开(公告)日：2023-07-04
申请号：CN202211500695.0
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。
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公开(公告)号：CN116306335A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211632241.9
申请日：2022-12-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
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公开(公告)号：CN112201372B
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202011109117.5
申请日：2020-10-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。
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公开(公告)号：CN107767971B
公开(公告)日：2021-07-02
申请号：CN201711034358.6
申请日：2017-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C9/06
Abstract: 本发明提供一种小功率反应堆安全壳内氢气控制方法，其在安全壳内布置消氧装置，所述消氧装置包括消氧容器、消氧容器入口、消氧容器出口、顶部挡板和侧面挡板；所述消氧容器入口和所述消氧容器出口设置在所述消氧容器上，所述顶部挡板和所述侧面挡板分别设置在所述消氧容器的顶部和侧面，经配置以起到保护及保证气体顺畅流通的作用。本发明提供的小功率反应堆安全壳内氢气控制方法，在事故下及时启动该消氧装置，通过消耗安全壳内的氧气，使得安全壳内的氧气浓度低于满足氢气燃烧的限值，达到不可燃烧的环境条件，消除安全壳内的氢气风险。
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