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公开(公告)号：CN116030997A
公开(公告)日：2023-04-28
申请号：CN202310120462.6
申请日：2023-02-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了一种使用牺牲材料缓解核反应堆严重事故的方法及装置，包括：在反应堆压力容器内部安装牺牲材料层；当反应堆发生严重事故时，牺牲材料层在熔化过程中，吸收堆芯熔融物中的衰变热，减少向压力容器壁面的传热；牺牲材料层熔化后，使堆芯熔融物的体积增大，增加与压力容器壁面之间的传热面积，降低热流密度。通过减小堆芯熔融物对压力容器壁面传热的热流密度或降低聚焦效应有效降低了压力容器失效概率，缓解核反应堆严重事故。
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公开(公告)号：CN115564247A
公开(公告)日：2023-01-03
申请号：CN202211247193.1
申请日：2022-10-12
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂事故智能识别及决策的方法及系统，该方法包括：根据典型事故的始发事件类型及与始发事件类型对应的事故关键变量的数据，构建典型事故数据库，以此训练事故智能识别模型；采集核电厂实时运行数据，通过事故智能识别模型进行事故识别，确定事故的始发事件类型；在缓解策略库中自动筛选出可行缓解策略，将识别的事故始发事件类型、核电厂中各种设备的实际投入情况及选取的缓解策略输入事故仿真分析平台中进行事故进程的模拟仿真；根据事故进程的预测分析，实时动态评估不同缓解策略所产生的定量化正负效应，输出最优缓解策略。本发明实现了对核电厂事故始发事件的识别，并实现了事故缓解策略的快速决策。
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公开(公告)号：CN103578580A
公开(公告)日：2014-02-12
申请号：CN201310264749.2
申请日：2013-06-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供了一种大型非能动核电厂熔融物堆内和堆外滞留相结合的装置，包括混凝土牺牲层（4）、堆芯捕集器腔室（7）、堆芯捕集器难熔层（8）、冷却通道入口（9）、冷却通道出口（10）和堆芯捕集器底部冷却通道（11）。本发明提出了一套熔融物堆外冷却与IVR系统进行有机结合的装置，当IVR成功时，可以实现熔融物的堆内滞留；当IVR失效以后，通过堆芯捕集器底部冷却通道的非能动冷却，实现熔融物的堆外滞留，从而增强大型非能动压水堆核电厂缓解严重事故的能力。
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公开(公告)号：CN119740380A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411835539.9
申请日：2024-12-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G16C20/30 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及一种安全壳内氢气燃爆转变概率的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：根据安全壳内隔间的几何特征确定隔间的几何结构分级以及所属级别；根据混合物的爆炸单元宽度确定混合物的类别；基于隔间的几何结构分级和混合物的类别，确定隔间内引发氢气燃爆转变的分级并分配等级失效概率CFP；计算隔间的混合物各类别的离散概率分布CPD；基于等级失效概率CFP和离散概率分布CPD，计算安全壳内引发氢气燃爆转变的概率。本发明能够有效支持安全壳内燃爆风险的评价。
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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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Patent Agency Ranking
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：CN114844129B
公开(公告)日：2024-06-21
申请号：CN202210342916.X
申请日：2022-04-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: H02J4/00
Abstract: 本发明公开了一种反应堆供电系统，涉及反应堆供电技术领域，包括交流电力系统和直流电力系统，交流电源系统包括常规交流系统和备用电源系统，常规交流电源系统包括高压母线、中压母线、低压母线及其变压设备，其中中压母线为可选设备，备用交流电源系统由柴油发电机和辅助交流电源系统组成。本发明结合小型堆非能动系统设计，可取消当前反应堆中安全级的交直流供电系统设计，厂外电耦合海水淡化、电解制氢等负载供电，或作为基荷能源用于风光互补，以用于专用负载的供电，如海岛供电等，实现核能综合利用，可有效降低小堆核电成本，提升经济性，同时拓宽核能的应用空间。
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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：CN116130123A
公开(公告)日：2023-05-16
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：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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