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公开(公告)号：CN120001057A
公开(公告)日：2025-05-16
申请号：CN202510203602.5
申请日：2025-02-24
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
Abstract: 本发明提供了一种泡核沸腾装置及泡核沸腾装置的加工方法，沸腾装置内腔的壁面设有气泡穴，并且壁面的粗糙度小于等于Ra0.05。如此，通过降低壁面的粗糙度，以及通过气泡穴的设置，使得壁面足够光滑，从而避免气泡在除气泡穴外的地方产生，并将气泡的生长位置引导至气泡穴进行生长，使得气泡的位置具有确定性，进而提高观察和分析气泡的准确度。
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公开(公告)号：CN119786096A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411754014.2
申请日：2024-12-02
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: 本申请提供了一种全自然循环反应堆的破口模拟方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的破口模拟方法包括：获取破口模拟系统的质量守恒方程和能量守恒方程；对方程组进行无量纲化处理；基于无量纲化处理的方程组获得无量纲参数比；基于目标设计参数确定无量纲参数比的值；确定破口位置和破口尺寸；基于无量纲参数比的值、破口位置和破口尺寸设计破口模拟系统；对设计的破口模拟系统进行失真评价；如果失真评价的结果不满足要求，则对设计的破口模拟系统进行修改，直至设计的破口模拟系统的失真评价结果满足要求。本申请提供的破口模拟方法可提高破口模拟的精确性，适用于全自然循环反应堆的破口模拟。
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公开(公告)号：CN119763866A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202510239862.8
申请日：2025-03-03
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种船舶动力堆在LOCA事故中的恢复运行的方法。该恢复运行的方法包括步骤：关闭动力堆并关闭二次侧正常给水系统；启动PRHR系统；将海水引入容纳压力容器的隔间，以使海水淹没下封头；在LOCA事故中的破口被隔离后，向隔间充气以排出所引入的海水；关闭PRHR系统，重新打开二次侧正常给水系统；启动动力堆。本发明可以有效缓解事故发生后的堆芯温度快速上升的状况，并能够逐步实现动力堆的部分或全部功率恢复。
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公开(公告)号：CN110265157B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN201910548383.9
申请日：2019-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提出了一种多功率尺度的全自然循环反应堆，反应堆的主回路换热器为大盘管，设置于反应堆的堆芯上方，并围绕堆芯吊篮布置；在所述堆芯吊篮的不同高度的周向等间距安装负荷需求隔离阀；冷却剂经过所述堆芯加热后通过所述堆芯吊篮围成的上升段，经由开启的所述负荷需求隔离阀流入主回路换热器侧，通过横掠传热管管束加热管内流体，以产生热交换，给水经加热后经由蒸汽/热水管道流出。通过非能动的自然循环实现热量移出，取消主泵，最大程度降低失去流动类的初因事件；同时取消主泵相关的支持系统，提升经济性；一体化反应堆消除了大破口发生的可能性；具有多功率等级热负荷输出能力。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112885490B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110304905.8
申请日：2021-03-17
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
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：CN111430050B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202010332404.6
申请日：2020-04-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种反应堆二次侧非能动余热排出系统及使用方法，包括非能动余热排出系统入口管道(2)、非能动余热排出系统入口隔离阀(3)、热交换器(4)、非能动余热排出系统出口管道(5)、汽动泵(6)、汽动泵出口隔离阀(7)、汽动泵出口管道(8)、汽动泵旁路管道(9)、汽动泵旁路隔离阀(10)、汽动泵蒸汽入口管道(11)、汽动泵入口隔离阀(12)、水箱(13)及蒸汽发生器(14)；该系统利用汽化及冷凝的方式，依靠密度差驱动流体在系统内形成自然循环，带出堆芯余热带出堆芯余热。
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公开(公告)号：CN115388985B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202210949716.0
申请日：2022-08-09
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01F25/10
Abstract: 本发明提供一种复杂流动环境下的流量计标定系统及方法，通过将待标定的流量计和实际应用环境下与待标定的流量计上下游连接的组件安装在密封充满水的压力容器内，能够尽可能地模拟流量计在实际使用条件下的上下游流动环境，使得标定后的流量计在实际应用中也能获得较高的流量参数。
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公开(公告)号：CN117953752A
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN202311778020.7
申请日：2023-12-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种反应堆高温压力容器试验方法，包括以下步骤：提供缩比高温压力容器试验装置并计算流体装填量的偏差体积，进而确定补偿填充装置的体积；根据试验区域确定补偿填充装置的安装区域与结构，制造并安装补偿填充装置；其中，补偿填充装置包括多孔容器与陶瓷块体，陶瓷块体包容在多孔容器内，并由陶瓷块体的总体积提供对偏差体积的补偿。本方法在对偏差体积进行准确补偿的同时提高了试验装置的可靠性与准确性，简化了试验流程，提高了反应堆高温压力容器模拟试验的效率。
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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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