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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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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：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：CN119650110A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411809808.4
申请日：2024-12-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种管嘴结构及核反应堆，管嘴结构适于将冷却剂注入核反应堆的压力容器中，包括：外部结构，外部结构包括多个基础结构，每个基础结构包括基础倾斜部和与基础倾斜部相连的基础挡板；内部结构，内部结构位于外部结构内，包括多个依次连接的固体区域，每个固体区域包括中间段和位于中间段两侧的侧翼，侧翼边缘离中间段的距离在第一方向上逐渐增大；流道，流道位于外部结构的内壁以及内部结构的外壁之间，冷却剂适于通过流道进行流动。本申请提供的管嘴结构及核反应堆能够调节冷却剂流入或流出核反应堆的阻力，提高阻力调节效果。
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公开(公告)号：CN119446596A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411550724.3
申请日：2024-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆环腔隔离装置及超临界水冷堆，隔离装置安装于吊篮筒体和压力容器之间的环腔中，包括第一配合件和第二配合件，第一配合件一端与吊篮筒体内壁相连接，第一配合件背离吊篮筒体的一端具有第一配合部；第二配合件一端与压力容器内壁相连接，第二配合件背离压力容器内壁的一端具有第二配合部；第一配合部与第二配合部配合形成流通间隙，流通间隙一端连通进口接管，另一端与下腔室连通。上述隔离装置，基于超临界水冷堆双流程的结构需求，在环腔中设置隔离装置，第一配合部和第二配合部彼此配合形成流通间隙，使得经进口接管流入环腔内的冷却剂可以部分经流通间隙流至下腔室，如此满足压力容器内壁的冷却需求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119446595A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411550721.X
申请日：2024-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种超临界水冷堆流道装置，包括吊篮筒体、上部压紧筒体及隔离筒，吊篮筒体套设于压力容器内侧，一端与堆芯下板相连接；上部压紧筒体套设于吊篮筒体内侧，上部压紧筒体的外壁与吊篮筒体的内壁贴合，上部压紧筒体内具有第一腔室，吊篮筒体与上部压紧筒体上开设有分别与第一腔室和压力容器的进口接管连通的流通通道；隔离筒一端与堆芯下板相连接，另一端穿设于第一腔室并在第一腔室内形成出口热腔室，出口热腔室与压力容器的出口接管连通；上部压紧筒体下部连接有第一燃料组件，第一燃料组件的一端与第一腔室连通，另一端与堆芯下板的下腔室连通，隔离筒内部设置有第二燃料组件，第二燃料组件一端与下腔室连通，另一端与出口热腔室连通。
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公开(公告)号：CN119446592A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411550717.3
申请日：2024-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种带补水功能的反应堆，包括压力容器筒体、压力容器顶盖以及堆内构件，堆内构件设于压力容器筒体内，堆芯设于堆内构件内；堆内构件顶部设有分隔板，分隔板上方与压力容器顶盖之间形成容置腔，分隔板上开设有至少一个安装孔，安装孔下方通过连通流道与堆芯连通；分隔板或堆内构件上开设有至少一个流通孔，压力容器筒体上设有进口接管，流通孔与进口接管连通，进口接管的冷却剂至少部分经流通孔流至容置腔内，容置腔内收集的冷却剂用于在堆芯事故时经连通流道引至堆芯。上述反应堆，分隔板上方形成存储冷却剂的容置腔，经进口接管流入的冷却剂部分引至容置腔内，堆芯严重事故需要补水时，容置腔内的冷却剂可以起到堆芯补水的作用。
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公开(公告)号：CN118292457A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410722376.7
申请日：2024-06-05
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电机组核岛厂房及附属厂房并行施工方法，施工方法包括：采用明挖放坡法施工核岛厂房及附属厂房的联合基坑；在坡脚面上施工水平抗剪装置以及在斜坡面上施工抗滑装置；在坡脚面上靠近斜坡面一侧，分层施工回填区支撑体至水平拉梁的底部标高；在坡顶面上施工锚定柱及水平拉梁，施工回填区支撑体至坡顶面标高；同时施工核岛厂房和附属厂房。上述施工方法可以同时施工核岛厂房和附属厂房，解决了附属厂房必须等待核岛厂房开工数月之后方可施工的问题，解决了附属厂房晚开工造成核电厂整体发电投运时间滞后的问题，能够大幅提前附属厂房的开工及完成时间，大大缩短了核岛厂房倒送电节点完成时间，极大优化了机组的建设总周期。
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公开(公告)号：CN115938619B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211465755.X
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/028 , G21C13/093 , G21C15/12
Abstract: 本发明涉及一种大功率反应堆用带滞留篮的压力容器及反应堆系统，包括压力容器本体，压力容器本体的下封头内部设置有与下封头形状相匹配的滞留篮，滞留篮采用导热材料制成，下封头内表面与滞留篮外表面之间形成冷却通道，滞留篮通过多个支撑部件与下封头的内表面固定连接，滞留篮的上表面设置有难熔层，采用本发明的压力容器，避免了反应堆发生严重事故时，采用压力容器外部冷却对熔融物进行堆内滞留的缺陷。
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公开(公告)号：CN115691842B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211466214.9
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种压力容器外部强化传热系统及反应堆系统，包括用于包裹在压力容器外周的外部流道，外部流道底部设有冷却剂进口，并通过冷却剂进口与堆腔连通，外部流道内部空间的底部设有搅拌叶片，搅拌叶片与位于堆腔内的搅拌驱动件连接，外部流道设置有用于对其内部液体施加振动的超声振动装置，外部流道还与纳米流体供给机构连接，采用本发明的传热系统避免了纳米颗粒的沉降和聚团，而且超声作用下能够强化传热效果提高临界热流密度，IVR措施效果好。
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