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公开(公告)号:CN116386910B
公开(公告)日:2024-02-13
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:CN115542391B
公开(公告)日:2024-01-30
申请号:CN202211137913.9
申请日:2022-09-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提出了一种基于核电厂现场巡访的地震PSA易损度分析方法及系统,获取构筑物、系统和设备的实际状态并进行分类;根据不同类型构筑物、系统和设备对抗震性能的影响大小,赋予不同的易损度降低因子;将不同易损度降低因子反映到地震PSA易损度分析中,获得最终的易损度分析结果。将核电厂现场巡访反映到地震PSA易损度分析中的方法中,能够保证SSC的易损度能够更加真实的反映SSC的实际状态。
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公开(公告)号:CN117436259A
公开(公告)日:2024-01-23
申请号:CN202311423950.0
申请日:2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G21C17/10 , G06F111/08
Abstract: 一种基于抽样的蒸汽爆炸后果分析方法,包括以下步骤:提供蒸汽爆炸的关键影响因素和对应的输入概率分布,提供蒸汽爆炸分析程序;对关键影响因素进行自动抽样并生成输入卡,将输入卡输入蒸汽爆炸分析程序,得到蒸汽爆炸后果的概率分布。该方法能够通过大量抽样涵盖关键因素的变化范围,通过概率论方法对蒸汽爆炸断后果提供准确的模拟,从而为核电站安全设计和事故后果评估提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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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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公开(公告)号:CN117408063A
公开(公告)日:2024-01-16
申请号:CN202311416707.6
申请日:2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 一种重水堆双腔室MCCI过程分析方法,包括以下步骤:建立重水堆核电厂模型,并划分节点;提供事故初始条件,模拟重水堆MCCI的多阶段过程,其中当一个事故阶段达到预设的出口条件时进入下一个事故阶段模拟,前一事故阶段的模拟结果决定下一个事故阶段模拟的初始条件;根据MCCI过程的模拟结果,判断重水堆核电厂安全壳的有效性。上述方法能够有效对重水反应堆双腔室MCCI过程进行模拟分析,指导重水反应堆的结构设计及安全管理。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号:CN117393186A
公开(公告)日:2024-01-12
申请号:CN202311106009.6
申请日:2023-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验系统可用性评估方法,包括进行试验系统的标定试验,验证试验系统的可靠性;测定并验证试验系统的模型特征量,确保特征量的几何尺寸满足设计要求;对试验用测量仪器仪表进行校准,使试验温度、压力、流量、电压及电流满足要求;验证与确认工况、动作的稳定性及可控性,验证获取临界热流密度试验数据的过程正确无误;验证与确认质量平衡试验及能量平衡试验,使试验本体的入口和出口的质量和能量保持平衡;进行预试验,确认试验系统功能完整、运行可靠、数据可信,满足临界热流密度试验的试验需求。本发明对于指导CHF试验实施,确保燃料组件CHF试验满足技术和质量目标具有重要价值。
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公开(公告)号:CN116453717A
公开(公告)日:2023-07-18
申请号:CN202211474968.9
申请日:2022-11-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/14 , G21C15/243
Abstract: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法,属于核反应堆冷却系统技术领域,包括反应堆压力容器和外部保温层,所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧,且与反应堆压力容器外壁间隔设置;所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道,所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道,在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域,使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离,防止偏离泡核沸腾现象的发生,从而提升外壁面处的CHF,显著增大IVR成功可能性。
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公开(公告)号:CN116258382A
公开(公告)日:2023-06-13
申请号:CN202211095892.9
申请日:2022-09-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种基于内部水淹PSA的核电厂管道失效后果评估方法,包括:获取目标管道的管道参数,以目标管道为水淹源,确定水淹后所影响的构筑物、系统或部件,以及水淹漫延路径;进行水淹情景分析和水淹后果分析,确定目标管道失效导致的直接影响和间接影响,实现定性分析目标管道失效后果;基于定性分析的结果,对目标管道失效后果进行定量分析,计算堆芯损伤条件概率和放射性早期释放条件概率,确定目标管道失效后果级别,完成管道失效后果评估。本发明通过对管道失效后划分水淹区域、分析水淹情景、分析水淹后果、分析破口隔离可能性,实现对管道失效后果的定性分析,进而得到管道失效后果的准确量化值,提高管道失效后果评估的准确性。
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公开(公告)号:CN116070544A
公开(公告)日:2023-05-05
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:CN115910399A
公开(公告)日:2023-04-04
申请号:CN202211497484.6
申请日:2022-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor: 郑明光 , 严锦泉 , 史国宝 , 夏利明 , 王国栋 , 黄镜宇 , 夏栓 , 梅其良 , 王岳 , 张迪 , 牛婷婷 , 黄思洋 , 黄若涛 , 陈卓 , 李东祚 , 蔡龙霆 , 陈军 , 向绪中 , 张培来 , 汪方文
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域,提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法,包括:钢安全壳;多个空气导流板,分层设置在所述钢安全壳外的中上端;屏蔽罩,设置在多个空气导流板外;所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口,顶部中间位置开设有空气出口;所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口;本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板,下端不设置空气导流板;同时,在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口,在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段,从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下,达到减少空气导流板用量的目的,缩短了项目建造周期,提高了安装运维便利性,降低了设备造价。
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