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公开(公告)号：CN103440886A
公开(公告)日：2013-12-11
申请号：CN201310364934.9
申请日：2013-08-20
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/14 , G21C15/243
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高压力容器外壁面临界热流密度的装置，包括反应堆压力容器和包覆于反应堆压力容器外部的保温层，反应堆压力容器外壁面和保温层之间形成流道，流道的内部具有多个固定在保温层内壁面上的突起部，多个突起部之间互不接触、呈周向排列或错位排列。本发明通过突起部呈错位的排列设置，增强流体流动过程中的搅浑，改变了压力容器外壁面中汽泡的积聚现象，增强流体的换热能力，提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度，从而有利于实施核电厂堆内熔融物滞留措施，提高核电厂在事故情况下的安全性。本发明结构简单、制造成本低、引入阻力小、系统可靠性高。
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公开(公告)号：CN119623035A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411671989.9
申请日：2024-11-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/18 , G06F119/02 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本发明涉及一种非能动核电厂蒸汽发生器传热管蠕变失效的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：获取传热管蠕变失效的缺陷数据；计算缺陷数据中的传热管的长度缺陷的最大缺陷频率，以及深度厚度比的缺陷频率，形成两者的缺陷组合，计算缺陷组合的缺陷频率；基于传热管的几何结构及缺陷组合计算应力放大因子；选取高压熔堆事故序列，提取高压熔堆事故序列中传热管随时间变化的状态参数；基于缺陷频率、应力放大因子和状态参数，计算蠕变失效模型的关键参数；随机抽样缺陷组合，通过蠕变失效模型统计概率失效结果，并计算最易失效时间。本发明能够计算传热管蠕变失效概率，有利于提升非能动核电厂系统的研发和设计的安全性。
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公开(公告)号：CN119560201A
公开(公告)日：2025-03-04
申请号：CN202411640539.3
申请日：2024-11-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21D3/06
Abstract: 本申请提供了一种非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法，涉及核电厂技术领域。本申请提供的非能动压水堆核电厂大范围损伤的缓解方法包括在核电厂主控室和远距离停堆室均无法运行或丧失核电厂固有的交流和直流电源的情况下，判断应急响应组织是否就位；在所述应急响应组织就位前，执行初始响应导则；在所述应急响应组织就位后，执行大范围损伤缓解导则长期缓解流程。本申请建立了应对非能动压水堆核电厂发生爆炸、大火等人为或自然极端外部事件而造成大范围损伤时的缓解方法，在发生上述事件及灾害时重新建立核电厂的命令和控制系统，并使用所有资源保证或者恢复堆芯、安全壳和乏燃料水池的冷却，使核电厂达到安全、稳定、可控的状态。
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公开(公告)号：CN117238541A
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202311229540.2
申请日：2023-09-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/06 , G21C17/112 , G21C17/035 , G21C17/022 , G21C17/038
Abstract: 一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验装置，包括试验箱体、加热装置和蒸汽收集装置，其中试验箱体包括主水箱和内水箱，内水箱设置在主水箱内，顶部开口并填充有浸没在水中的重水堆屏蔽钢球；加热装置嵌置于内水箱壁体内，用于模拟堆芯熔融物放热；蒸汽收集装置用于收集并计量内水箱中汽化的水量。该装置能够准确模拟并计量重水反应堆端屏蔽壁体的临界热流密度，指导重水反应堆结构优化和安全设计。本发明还提供一种重水反应堆端屏蔽CHF测量试验方法。
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公开(公告)号：CN116306345A
公开(公告)日：2023-06-23
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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116013559A
公开(公告)日：2023-04-25
申请号：CN202310080509.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用纳米流体预混注射系统，涉及核工程安全技术领域，解决了现有纳米流体预混注射系统混合效果差、易损坏的问题，提高了混合效果及装置的使用寿命，具体方案如下：包括储气罐以及箱体，所述储气罐内装有保护气体，所述箱体内部分为上部用于盛放纳米颗粒的加料腔室和下部用于盛放冷却剂的混合腔室，两腔室之间设有可开合的加料机构，混合腔室的底部设有用于辅助混合的混合机构，所述加料腔室通过设有第一阀门的第一气体注入管线与储气罐连接，所述箱体的顶部设有卸压阀，箱体的底部设有纳米流体排出管线，纳米流体排出管线上设有第二阀门。
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公开(公告)号：CN115691842A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202211466214.9
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
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：CN111562282B
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202010414340.4
申请日：2020-05-15
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开的一种模拟高温下熔融物瞬态反应的试验装置及方法，包括设置于外罩内的水冷坩埚、加热系统、辅助系统和设置于外罩外的测量系统、气氛控制系统；能够实现熔融物在高纯度条件下的非接触式，并且通过分区加热模式，保证试验进程与实际的进程保持一致。通过对不同反应时间下熔融物进行取样，可以研究熔融氧化物和金属之间的反应进程，获得可能的熔融物状态。该熔融物状态对于评价IVR策略的有效性，提升反应堆的安全性具有支撑作用。
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公开(公告)号：CN107799187A
公开(公告)日：2018-03-13
申请号：CN201711037516.3
申请日：2017-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C9/00
Abstract: 本发明提供一种利用安全壳惰化防止氢气风险的方法，其包括利用安全壳惰化装置以防止安全壳内的氢气风险，或借用反应堆的系统和管线以防止安全壳内的氢气风险。本发明提供的利用安全壳惰化防止氢气风险的方法，在注入惰化气体之前，安全壳处于常规的环境条件，方便维护和检修。当注入惰化气体之后能够防止安全壳内出现氢气风险。该方法同时免去了维持安全壳长期惰化所需的配套装置。
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公开(公告)号：CN103440886B
公开(公告)日：2016-06-22
申请号：CN201310364934.9
申请日：2013-08-20
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/14 , G21C15/243
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种提高压力容器外壁面临界热流密度的装置，包括反应堆压力容器和包覆于反应堆压力容器外部的保温层，反应堆压力容器外壁面和保温层之间形成流道，流道的内部具有多个固定在保温层内壁面上的突起部，多个突起部之间互不接触、呈周向排列或错位排列。本发明通过突起部呈错位的排列设置，增强流体流动过程中的搅浑，改变了压力容器外壁面中汽泡的积聚现象，增强流体的换热能力，提高流体在压力容器外壁面相应位置处的临界热流密度，从而有利于实施核电厂堆内熔融物滞留措施，提高核电厂在事故情况下的安全性。本发明结构简单、制造成本低、引入阻力小、系统可靠性高。
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