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公开(公告)号：CN119025305B
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202411501118.2
申请日：2024-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明主要涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种核设施可靠性分配方法、装置及计算机可读介质。核设施可靠性分配方法，包括：系统层级任务可靠度分配，系统层级任务可靠度分配包括：基于核设施的规定任务和各系统功能确定待分配系统；根据影响可靠性的因素对各个待分配系统进行评分，并计算每个待分配系统的评分相对比值；构建任务可靠度模型，通过任务可靠度模型确定待分配系统之间的可靠性逻辑关系；根据可靠性逻辑关系和评分相对比值为每个待分配系统分配任务可靠度。本发明以核设施的任务可靠度为目标，按照系统和设备两个层级自上而下的将总任务可靠度逐级分解，分别用定性和定量的方式进行可靠性分配，确定系统和设备的可靠性指标。
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公开(公告)号：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
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 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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公开(公告)号：CN119312517A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507056.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/10 , G06F119/08
Abstract: 一种确定热管微堆传热路径传热比例的方法，包括以下步骤：确定热管微堆的传热路径，确定每级热传导中发生热传递的对象；根据传热守恒方程模拟计算每级热传导的导热过程，并对各级热传导进行归一化处理，建立传热比例群；提供目标工况，并计算所述目标工况下所述传热比例群中各元素的值随时间的变化，得到传热路径中每级热传导的传热比例。通过上述方法能够确定热管微堆各状态下不同传热路径的传热量占比，以为热管微堆安全分析、结构优化与模拟计算提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号：CN119132659A
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202411199931.9
申请日：2024-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/257
Abstract: 一种热管微堆燃料组件定位结构，包括相对固定设置的第一端板与第二端板，第一端板与第二端板之间提供燃料组件的安装空间。第一端板与燃料组件刚性连接，第二端板通过弹性连接件与燃料组件成弹性连接，弹性连接件对燃料组件施加轴向压力并容许燃料组件在第二端轴向移动，弹性连接件对燃料组件提供周向限位。该热管微堆燃料组件定位结构能够在为燃料组件提供稳定支撑的同时有效吸收燃料组件的轴向位移或变形，提高运输过程中的可靠性。本发明还提供一种热管微堆燃料组件安装方法及一种热管微堆。
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公开(公告)号：CN118937403A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202411284422.6
申请日：2024-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司 , 国电投科技孵化有限公司
Inventor： 宋印玺 , 翁娜 , 周全 , 李荣博 , 徐培星 , 徐国飞 , 陈其昌 , 雷云 , 夏栓 , 汤春桃 , 杨波 , 赵冬建 , 王春刚 , 张无垠 , 申越 , 刘曦 , 刘子龙
IPC: G01N25/20
Abstract: 本发明涉及一种测量装置及测量方法。该测量装置包括固定装置，包括两个端面法兰；内管和外管，内管的外壁与待测量的金属圆筒的内壁贴合，外管的内壁与金属圆筒的外壁贴合；外管的两端分别通过端面法兰配合固定，以使外管内形成一密闭空间；外管通过其两端的端面法兰串接到管路中；空压机，接入管路；电加热棒，设置在内管内用于加热内管；热电偶，设置在内管和金属圆筒之间，热电偶用于测量所述金属圆筒内壁面的温度。本发明提供的一种测量装置及测量方法整体操作方便，测量结果准确。
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公开(公告)号：CN115440405B
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202210989619.4
申请日：2022-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种多级连续辐照靶组件，涉及反应堆、核技术及放射性同位素生产技术领域，本发明带有多级可独立吊运的靶单元，在堆内辐照时，最上靶单元处于反应堆活性区，其余靶单元沿导轨下沉远离反应堆活性区；当最上部靶单元准备卸出反应堆时，下一级靶单元上升与最上部靶单元组成连续易裂变材料区；当最上部靶单元移出时，下一级靶单元同步装入堆芯活性区，通过相邻两靶单元的整体移动，抵消运行中反应堆装卸易裂变材料时造成的反应堆核特性波动，减少了不必要的反应堆停堆操作，提升了生产效率，减轻了反应堆操作人员工作负担，提高了反应堆运行稳定性与安全性。
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公开(公告)号：CN117393186A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311106009.6
申请日：2023-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验系统可用性评估方法，包括进行试验系统的标定试验，验证试验系统的可靠性；测定并验证试验系统的模型特征量，确保特征量的几何尺寸满足设计要求；对试验用测量仪器仪表进行校准，使试验温度、压力、流量、电压及电流满足要求；验证与确认工况、动作的稳定性及可控性，验证获取临界热流密度试验数据的过程正确无误；验证与确认质量平衡试验及能量平衡试验，使试验本体的入口和出口的质量和能量保持平衡；进行预试验，确认试验系统功能完整、运行可靠、数据可信，满足临界热流密度试验的试验需求。本发明对于指导CHF试验实施，确保燃料组件CHF试验满足技术和质量目标具有重要价值。
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公开(公告)号：CN115346698B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202211063853.0
申请日：2022-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/104
Abstract: 本发明涉及一种功率量程探测器背景噪声确定方法，包括以下步骤：1)获取控制棒提出后的探测器电流I(t)和I(t)的反应性变化曲线；2)统计探测器电流I(t)数据，确定探测器电流的最小值Imin；3)在0与Imin之间，确定背景噪声假定值IBKG(i)，0≤IBKG(i)≤Imin；4)根据探测器电流I(t)的反应性变化曲线，利用背景噪声假定值IBKG(i)进行修正，得到修正的反应性测量结果ρi(t)曲线，选取一个控制棒组处于全部提出状态的时间段，得到ρi(t)在该时间段内的变化斜率ki；5)拟合背景噪声假定值IBKG(i)和变化斜率ki的数据，获得k＝0时的IBKG值，即最终确定的背景噪声电流值。
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公开(公告)号：CN109147975B
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN201811250646.X
申请日：2018-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21D3/00
Abstract: 本发明的目的在于公开一种压水堆核电厂堆芯状态监测与分析系统，它包括至少二个监测服务器、至少二个分析服务器和至少二个显示终端，所述监测服务器与所述分析服务器之间通过网闸互相通讯连接，所述监测服务器和所述分析服务器分别与所述显示终端互相通讯连接；与现有技术相比，可实现压水堆核电厂堆芯的状态连续监测，可实时产生核理论数据库，在线计算获取堆芯运行状态参数，可每分钟与设计限值对比分析，从而大大增强核电厂操纵员对堆芯运行状态的监督，进一步提升核电厂的运行灵活性，保障核电厂安全，实现本发明的目的。
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