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公开(公告)号：CN118171883A
公开(公告)日：2024-06-11
申请号：CN202410406836.5
申请日：2024-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0631 , G06Q50/06 , G06F30/20
Abstract: 本发明提供了一种多个分析模块协同调度方法，方法包括服务器发送同步指令给各个分析模块，分析模块收到同步指令后处于阻塞状态；服务器获取系统指令，将系统指令分发给各个分析模块；对于每个分析模块：判断系统指令的类型，当系统指令为“执行指令”时，从共享内存区获取关联分析模块的上一个步长计算结果，将关联分析模块的上一个步长计算结果作为当前分析模块的输入变量，根据输入变量执行分析任务，获得当前分析模块的当前步长计算结果，将当前步长计算结果存储至共享内存区，将当前分析模块的状态设置为“完成状态”；服务器判断是否所有分析模块的状态为“完成状态”，如果是，获取下一个系统指令。
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公开(公告)号：CN110617382B
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN201910677143.9
申请日：2019-07-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: F16L59/02 , G06F30/23 , G06F119/08
Abstract: 本发明的目的在于公开一种高效气膜隔热结构，包括一良好密封的金属壳体，所述金属壳体内设置有被保护物件，所述被保护物件的四周设置有低热导率高反射率固体材料件，所述低热导率高反射率固体材料件与所述金属壳体的内壁之间设置有聚氨酯泡沫填充材料层，所述低热导率高反射率固体材料件之间设置有间隙；与现有技术相比，在良好密封的金属壳体和被保护物件之间形成高热阻的聚氨酯泡沫气膜，显著地减缓热量向内层传递，同时低热导率高反射率固体材料件使得向内的导热和辐射传热进一步减缓，从而在被保护物件与外部高温之间形成高效的隔热层，大大提高重要物件的安全性，具有很大的应用前景，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN111933310A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010520078.1
申请日：2020-06-09
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种高热导的二氧化铀单晶复合燃料芯块及其制备方法，所述芯块以UO2单晶为燃料颗粒，所述燃料颗粒用SiC、Zr等高热导金属或陶瓷材料粉体作为连接介质，在所述燃料颗粒和所述连接介质外包裹有外表面保留无燃料区。本发明所研发的新型UO2单晶复合燃料有效的抵消了由于UO2导热方向性带来的自我阻碍和损耗。该方案在降低燃料芯块化学活性的情况下提升了材料的导热性能，是优异的二元复合芯块燃料。
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公开(公告)号：CN110617382A
公开(公告)日：2019-12-27
申请号：CN201910677143.9
申请日：2019-07-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种高效气膜隔热结构，包括一良好密封的金属壳体，所述金属壳体内设置有被保护物件，所述被保护物件的四周设置有低热导率高反射率固体材料件，所述低热导率高反射率固体材料件与所述金属壳体的内壁之间设置有聚氨酯泡沫填充材料层，所述低热导率高反射率固体材料件之间设置有间隙；与现有技术相比，在良好密封的金属壳体和被保护物件之间形成高热阻的聚氨酯泡沫气膜，显著地减缓热量向内层传递，同时低热导率高反射率固体材料件使得向内的导热和辐射传热进一步减缓，从而在被保护物件与外部高温之间形成高效的隔热层，大大提高重要物件的安全性，具有很大的应用前景，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN103377733B
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201210127368.5
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力，增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计，减小了空气阻力。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103440889A
公开(公告)日：2013-12-11
申请号：CN201310401430.X
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个部分的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN118942754A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202410967796.1
申请日：2024-07-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国核电力规划设计研究院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种核电厂凝结水系统的控制方法、系统及计算机可读介质，包括步骤SA1：若工作凝结水泵跳泵，则执行步骤SA2；步骤SA2：判断备用凝结水泵是否能运行，若是，则将备用凝结水泵作为工作凝结水泵；若否，则执行步骤SA3；步骤SA3：判断汽轮机的运行功率是否小于等于第一预设阈值，若是，则结束控制方法；若否，则执行步骤SA4；步骤SA4：判断汽轮机的运行功率是否小于等于第二预设阈值，若是，则执行步骤SA6；若否，则执行步骤SA5；步骤SA5：延迟预设时长后根据第一预设速率控制汽轮机降低运行功率至第三预设阈值；步骤SA6：根据第二预设速率控制汽轮机降低运行功率至第四预设阈值。本发明可以避免反应堆非计划停堆。
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公开(公告)号：CN117313575A
公开(公告)日：2023-12-29
申请号：CN202311150551.1
申请日：2023-09-07
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: G06F30/28 , G16C60/00 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F113/26
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验的模拟方法，包括以下步骤：步骤1，确定临界热流密度试验的棒束试验件的设计特征，步骤2，根据所述棒束试验件的特征，构建棒束试验件的子通道的模型，步骤3，采用所述模型，计算所述棒束试验件的临界热流密度值。还提供了计算机设备及计算机可读存储介质。根据本发明的核反应堆临界热流密度试验的模拟方法、设备及可读存储介质，可以合理指导CHF试验的实施和后续安全分析工作。
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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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公开(公告)号：CN103440889B
公开(公告)日：2016-03-23
申请号：CN201310401430.X
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个部分的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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