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

Inventor： 王征远 ,  芦苇 ,  郭宁 ,  王佳赟 ,  张琨 ,  黄高峰 ,  付廷造 ,  方立凯 ,  曹臻 ,  王骏 ,  张梦威 ,  金頔 ,  童旋

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。

公开(公告)号：CN119314706A

公开(公告)日：2025-01-14

申请号：CN202311503388.2

申请日：2023-11-13

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 卢洪早 ,  杨波 ,  刘展 ,  田林 ,  张梦威 ,  韩宇 ,  王国栋 ,  蔡文熠 ,  吴燕华 ,  黄思洋 ,  张琨

IPC: G21C1/32 ,  G21C5/02 ,  G21C5/06 ,  G21C15/257

Abstract: 一种展平温度的堆芯结构，包括燃料组件，燃料组件包括基体、燃料棒和热管。其中，基体的轴截面上设置有多个沿基体轴向延伸的安装孔，安装孔沿第一方向排布为平行的多列，与第一方向成60°夹角的第二方向上安装孔也排布成列，沿基体边缘排布的安装孔与边缘具有相同的最小距离。沿第一方向和第二方向每两条热管之间设置有两条燃料棒；沿基体边缘排布的燃料棒中，相邻两条燃料棒中的一条替换为空位。多个燃料组件密铺排布形成堆芯结构。该堆芯结构能够有效实现温度展平，避免局部过热，从而提高热管微堆的效率与可靠性。本发明还提供一种热管微堆。

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

Inventor： 刘展 ,  薛山虎 ,  张梦威 ,  倪丹 ,  张琨 ,  杨波 ,  曹克美 ,  马涛 ,  黄高峰 ,  孙浩

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。

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

Inventor： 付廷造 ,  黄高峰 ,  曹克美 ,  严锦泉 ,  郭宁 ,  张梦威 ,  王佳赟 ,  张琨 ,  芦苇 ,  童旋

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。

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

Inventor： 芦苇 ,  曹克美 ,  史国宝 ,  王佳赟 ,  张琨 ,  郑明光 ,  张梦威 ,  付廷造 ,  童旋 ,  王征远

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。