-
公开(公告)号：CN119920334A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510399510.9
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的污垢风险计算方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的污垢风险计算方法包括：步骤S110、获取输入参数；步骤S120、基于所述输入参数计算质量蒸发率；步骤S130、基于所述质量蒸发率计算堆芯的污垢厚度；步骤S140、基于堆芯的污垢厚度计算硼沉积质量；步骤S150、判断是否达到收敛条件，如果达到收敛条件，则进入步骤S160，否则回到步骤S110；步骤S160、输出计算结果。本申请通过反应堆污垢导致的风险形成机理和重要现象，基于输入参数计算堆芯的污垢厚度和硼沉积质量，从而评估污垢带来的风险，包括CILC风险和CIPS风险。
-
公开(公告)号：CN119920333A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510398625.6
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的硼沉积质量计算方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的硼沉积质量计算方法包括：计算污垢内部的硼锂化合物沉积质量；计算污垢表面的硼吸附质量；对所述硼锂化合物沉积质量和所述硼吸附质量求和，得到硼沉积质量。本申请考虑硼锂化合物沉积和硼吸附两种硼沉积机理，结合这两种沉积机理计算总的硼沉积质量，实现了反应堆的硼沉积质量计算，并使得计算结果更加准确。
-
公开(公告)号：CN119322730A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311510179.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F11/3668 , G06F30/20 , G16C20/10
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的物理模型的试验验证方法，包括：接收在系统分析程序的应用参数范围内开展试验得到的若干组试验工况的试验输入参数和试验输出结果，所述系统分析程序包括多个物理模型；计算试验输出结果的不确定度；根据所述不确定度和所述试验输出结果计算保守输出结果；将所述试验输入参数导入程序验证系统，所述程序验证系统根据所述试验输入参数调用对应的物理模型的程序模块代码，得到程序输出结果；将所述程序输出结果与所述保守输出结果进行比较，如果输出偏差小于用户设置的可接受值，则所述物理模型验证通过。
-
公开(公告)号：CN119314707A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503387.8
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 一种耐事故热管微堆，包括设置在反应堆壳体内的堆芯组件和换热器，反应堆壳体设置有余热排出系统，余热排出系统的多个进风口设置在反应堆壳体底部，多个排风口设置在反应堆壳体顶部。在事故工况下，进风口与排风口打开，使外界空气进入反应堆壳体实现自然对流带走堆芯组件产生的热量，避免堆芯组件的过热熔化，降低放射性物质外泄的风险。
-
公开(公告)号：CN119207840A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411300673.9
申请日：2024-09-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种池式反应堆安全管理系统，包括停堆装置、非能动余热排出装置、主循环装置、辅助循环装置和非能动循环装置，其中停堆装置用于在事故工况下实现停堆；非能动余热排出装置形成反应堆水池与外部热阱的自然循环；主循环装置提供循环管路并在正常工况下驱动冷却水循环；辅助循环装置包括并联于主循环泵上的辅助循环泵，非能动循环装置包括设置在反应堆下部腔室的自然循环阀。该系统能够有效避免事故工况下冷却水过热，使冷却水流动方向快速由正常工况下的强迫对流切换至事故工况下的自然对流，防止流动滞止，有效提高池式反应堆的安全性与可靠性。本发明还提供一种池式反应堆安全管理方法。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118032392A
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202410173166.7
申请日：2024-02-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种空气导流板可调的安全壳冷却系统冷却能力验证装置，包括：箱体、供风机构、供水机构以及PIV系统，箱体内设有目标导流板，目标导流板将箱体内腔室分为第一试验腔和第二试验腔，箱体在目标导流板的相对两侧分别为第一板体和第二板体，箱体侧部具有与第一板体和第二板体连接的可视侧板；供风机构输出端与第一试验腔连通；供水机构输出端与第二试验腔连通，第一板体位于供水机构一侧且第一板体外部设有加热机构；PIV系统包括激光发射器和相机，激光发射器位于第二板体外侧并朝向第一试验腔和第二试验腔发射激光，相机位于可视侧板外侧，并用于拍摄箱体内的图像。上述验证装置可以分析多工况下非能动冷却系统的冷却能力。
-
公开(公告)号：CN212511381U
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN202021994078.7
申请日：2020-09-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂主控制室墙面可换热装置，包括橡胶材质装饰板(1)和金属材质装饰板(10)，所述橡胶材质装饰板(1)通过橡胶板金属骨架(4)固定在主控室墙壁(2)上，所述金属材质装饰板(10)通过金属板金属骨架(11)固定在所述橡胶材质装饰板(1)上，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与主控室天花板(3)之间设置有上部空气流道(6)，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与与主控室地板(5)之间设置有下部空气流道(7)。本设计解决主控室通风系统换热能力不足而引起的主控室内温度过高的问题；同时无需设置能动的排热设备，提高了核电厂的经济性，降低了维护和维修的复杂性。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
-
公开(公告)号：CN208889334U
公开(公告)日：2019-05-21
申请号：CN201821094628.2
申请日：2018-07-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/02
Abstract: 本实用新型提供一种用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板，所述释放面板包括面板主体部、框架以及开启部；其中，所述框架设置在构筑物上；所述面板主体部与所述框架之间通过铰链连接；所述开启部设置在所述框架上，当所述构筑物内大气温度或压力上升到一定值时，所述开启部会在温度或压力作用下非能动开启。本实用新型提供的用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板，依靠温度或压力在事故后非能动开启，结构简单，布置方便，操作灵活，可有效防止构筑物差压损坏。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
-
公开(公告)号：CN212847711U
公开(公告)日：2021-03-30
申请号：CN202020514769.6
申请日：2020-04-09
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型提出了一种水平中开式双组件燃料运输容器，包括外壳、内壳和内外壳联接装置；所述外壳分为外壳上部和外壳下部，所述外壳上部和所述外壳下部之间形成中分面，所述外壳中分面用螺栓固定连接；所述内壳由内壳门板包围组成，所述内壳门板通过铰链连接，所述铰链端部设置快速装拆锁紧装置，所述内壳内侧布置有中子吸收板，所述内壳与燃料接触部位设置有若干橡胶压紧块；所述内壳和所述外壳通过所述内外壳联接装置连接。本运输容器具有在正常运输和操作过程中保护新燃料组件避免受到振动和冲击而造成损坏、防止污物污染、保持燃料组件次临界状态、可供燃料组件垂直装卸等功能。
-
公开(公告)号：CN216623785U
公开(公告)日：2022-05-27
申请号：CN202122935260.6
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本实用新型属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本实用新型提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
51
records
(took 0.042 seconds)
