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公开(公告)号：CN107767971A
公开(公告)日：2018-03-06
申请号：CN201711034358.6
申请日：2017-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C9/06
Abstract: 本发明提供一种小功率反应堆安全壳内氢气控制方法，其在安全壳内布置消氧装置，所述消氧装置包括消氧容器、消氧容器入口、消氧容器出口、顶部挡板和侧面挡板；所述消氧容器入口和所述消氧容器出口设置在所述消氧容器上，所述顶部挡板和所述侧面挡板分别设置在所述消氧容器的顶部和侧面，经配置以起到保护及保证气体顺畅流通的作用。本发明提供的小功率反应堆安全壳内氢气控制方法，在事故下及时启动该消氧装置，通过消耗安全壳内的氧气，使得安全壳内的氧气浓度低于满足氢气燃烧的限值，达到不可燃烧的环境条件，消除安全壳内的氢气风险。
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公开(公告)号：CN104810066A
公开(公告)日：2015-07-29
申请号：CN201410036185.1
申请日：2014-01-26
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C13/02
Abstract: 本发明涉及大型非能动压水堆核电厂安全技术领域，具体公开了一种外壁面带有翅片的压力容器。本发明所述的一种外壁带有翅片的压力容器，包括压力容器及其外壁固定的翅片，其中，压力容器包括圆柱筒结构的压力容器筒身及其下端盖状结构的下封头，在压力容器下封头外壁上沿纵向分布M排，每排周向布置有N个翅片，且每个翅片彼此之间不相互接触。本发明所述的压力容器，在其外壁布置有三角形或四边形的翅片，有利于纵向涡的形成，增强了流体的扰动，增强了温度场和速度场的协同性，强化了换热，从而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。
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公开(公告)号：CN117390588A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311412941.1
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/27 , G06N3/0442 , G06N3/08 , G06Q10/0635 , G06Q50/26
Abstract: 一种基于安全壳外剂量率的堆芯损伤评估方法，包括以下步骤：提供包括核电厂典型事故序列下堆芯损伤程度和安全壳外多个检测点位剂量率的堆芯损伤评价数据库；基于循环神经网络建立回归模型，利用堆芯损伤评价数据库进行训练，建立检测点位剂量率与堆芯损伤程度及事故变量之间的映射关系，形成堆芯损伤程度评估模型；输入待评估的事故信息，由堆芯损伤程度评估模型进行评估。该方法不依赖反应堆安全壳内的检测系统，提高了事故条件下堆芯损伤程度评估的可靠性和评估效率。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN116130123B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202211473842.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: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/02 , G21C15/243
Abstract: 本发明提供一种非能动堆腔注水冷却系统及方法，涉及核电厂冷却系统领域；针对目前对反应堆熔融物堆内滞留条件下的压力容器冷却效果和效率不佳的问题，配置密封浮球和侧门，事故下通过向堆腔内注入冷却水开启第一开口，同时触发开启第二开口，实现冷却水通过多个位置开口进入压力容器外的冷却流道，达到冷却熔融物要求，提高冷却流道内液位上升速度，使堆腔内液位上升与冷却流道内液位上升趋于一致，满足压力容器快速冷却的需求。
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公开(公告)号：CN113990171B
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202111280213.0
申请日：2021-10-31
Applicant: 中国船舶集团有限公司第七一八研究所 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G09B25/00 , G21C17/003
Abstract: 本发明涉及核电严重事故研究技术领域，公开一种模拟核电站严重事故氢气爆燃环境的试验装置，包括压力容器、设置在压力容器内的气体主管路和气体分支管路、及加热模块；所述压力容器的底部设置与气体主管路连通的氢气主进气口，侧壁上设置分别连通对应气体分支管路的氢气分支进口、氧气进口、空气进口、氮气进口和水蒸气进口；所述压力容器的内腔设置一层或一层以上的模拟环境，每层所述模拟环境分别设置温度测点、压力测点、样气取气点、水蒸气浓度测点和点火器；所述加热模块与所述氢气主进气口位置相对应。本发明可模拟核电站严重事故条件下安全壳较大空间的氢气爆燃过程，获得爆燃过程中温度、压力等信号变化，为氢气爆燃过程演变提供基础数据。
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公开(公告)号：CN116884508A
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202310732010.3
申请日：2023-06-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C20/10 , G06F30/10 , G06Q50/06 , G06F119/08 , G06F119/02
Abstract: 本公开涉及核反应堆运行安全评估技术领域，提出了一种氢气扩散火焰作用下贯穿结构安全性评估方法及系统，实现反应堆严重事故下氢气扩散火焰对钢制安全壳贯穿结构影响评估，通过对反应堆严重事故下氢气扩散火焰的合理模拟，评价氢气扩散火焰的后果，从而评估钢制安全壳贯穿结构的完整性。适用于非能动核电厂氢气扩散火焰的后果评估，能有效评估氢气扩散火焰作用下安全壳贯穿结构的完整性评估。
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公开(公告)号：CN115862908A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温度测点。
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公开(公告)号：CN111721888B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN202010507759.4
申请日：2020-06-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开的一种氢气燃烧环境下的设备可用性试验装置及试验方法，其特征在于所述试验装置为试验舱(1)，所述试验舱(1)内包括设备平台(2)、供气系统、预热系统(5)、点火系统(8)、气体浓度测量系统(6)、温度测量系统(9)和超压保护系统(7)；本发明获得的温度曲线的峰值和半峰时间与目标环境的相应参数比较分析证明该试验方法形成的环境条件对设备影响与安全壳实际环境是等效的，从而验证试验方法获取环境与安全壳环境的等效性。
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公开(公告)号：CN112201372A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202011109117.5
申请日：2020-10-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。
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