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公开(公告)号：CN117953752B
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202311778020.7
申请日：2023-12-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种反应堆高温压力容器试验方法，包括以下步骤：提供缩比高温压力容器试验装置并计算流体装填量的偏差体积，进而确定补偿填充装置的体积；根据试验区域确定补偿填充装置的安装区域与结构，制造并安装补偿填充装置；其中，补偿填充装置包括多孔容器与陶瓷块体，陶瓷块体包容在多孔容器内，并由陶瓷块体的总体积提供对偏差体积的补偿。本方法在对偏差体积进行准确补偿的同时提高了试验装置的可靠性与准确性，简化了试验流程，提高了反应堆高温压力容器模拟试验的效率。
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公开(公告)号：CN115289396B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202210911947.2
申请日：2022-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种减轻容器内下插管道破口事故后果的装置及方法，包括：入口段、水平段、弯曲段和竖直段依次设置；所述入口段的出口处设置入射喷嘴，所述水平段的入口处设置喇叭口结构，所述弯曲段的出口处设置喷嘴，所述竖直段管道内设置多级喷嘴；使得当发生破口事故时，向环境损失的工质更多为系统内的高温汽相而非液相，本发明装置的结构能够大大减缓容器内液位的下降速度，同时加快容器卸压的速度，减轻事故后果，提供全系统的安全性与经济性。
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公开(公告)号：CN119311244A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507169.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆系统分析软件的数据结构设计方法，包括：根据热管微堆结构和数据含义对系统分析软件中涉及的数据变量按类别进行划分；根据所述类别构建全局数据，通过映射建立所述全局数据对应的本地数据；设计所述全局数据与所述本地数据的数据流，所述数据流包括：在进行每一步瞬态计算前，将所述全局数据中的数据拷贝至所述本地数据；对所述本地数据中的数据进行计算，获得下一时间步的数据；将下一时间步的数据传回所述全局数据。
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公开(公告)号：CN117953752A
公开(公告)日：2024-04-30
申请号：CN202311778020.7
申请日：2023-12-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种反应堆高温压力容器试验方法，包括以下步骤：提供缩比高温压力容器试验装置并计算流体装填量的偏差体积，进而确定补偿填充装置的体积；根据试验区域确定补偿填充装置的安装区域与结构，制造并安装补偿填充装置；其中，补偿填充装置包括多孔容器与陶瓷块体，陶瓷块体包容在多孔容器内，并由陶瓷块体的总体积提供对偏差体积的补偿。本方法在对偏差体积进行准确补偿的同时提高了试验装置的可靠性与准确性，简化了试验流程，提高了反应堆高温压力容器模拟试验的效率。
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公开(公告)号：CN119480168B
公开(公告)日：2025-04-29
申请号：CN202510046290.1
申请日：2025-01-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18 , G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法。堆芯保护机构，包括：气泡发生装置，气泡发生装置的出气口设置于池式研究堆的堆底小室内，气泡发生装置用于产生气泡，气泡与堆底小室内的液态水形成气液两相的混合物，使堆芯侧的平均密度降低，从而加大反应堆水池与堆芯侧之间流体的静压差，使得自然循环的驱动力增加；其中，池式研究堆的堆芯浸没在反应堆水池底部，堆底小室位于堆芯下方且与堆芯相连通，堆芯余热依靠水的自然循环导出。本发明可用以解决或改善现有研究堆存在流动滞止现象、自然循环建立速度慢、堆芯余热无法快速排出的问题。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119311999A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507040.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F17/13 , G06F30/18 , G06F30/20 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供了一种热管启动计算方法、仿真装置及可读介质。其中热管启动计算方法包括：建立热管热阻网络模型，所述热管热阻网络模型中的蒸气腔被划分为多个节点控制体，相邻节点控制体之间通过热阻连接；基于热阻网络法计算每个节点控制体的温度；逐个判断节点控制体的温度是否超过热管启动温度，如果是，将所述节点控制体设置为启动状态，如果否，将所述节点控制体设置为未启动状态，并修改未启动状态的节点控制体之间的热阻来控制热管内部的热流量传递过程。
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公开(公告)号：CN117272860A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311240176.X
申请日：2023-09-22
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 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了一种适用于一体化小堆的临界热流密度计算方法及系统，该方法包括：获取一体化小型核反应堆在失水事故瞬态分析中喷放阶段的流动工况数据；其中流动工况数据包括冷却剂压力；根据流动工况数据选择不同的临界热流密度关系式进行计算，得到临界热流密度，包括：根据冷却剂压力判断所处的压力区间，根据所确定的压力区间对应的临界热流密度关系式，结合获取的流动工况数据，计算得到临界热流密度。本发明构建一体化小型核反应堆在失水事故瞬态分析中喷放阶段的CHF预测关系式组合，根据不同的流动工况数据选择不同的CHF预测关系式组合，计算得到更准确的临界热流密度，计算结果更保守。
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公开(公告)号：CN117253634A
公开(公告)日：2023-12-19
申请号：CN202311221353.X
申请日：2023-09-20
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供了一种一体化反应堆安全系统及方法，属于核反应堆安全系统技术领域，包括一体化反应堆压力容器和安全壳，所述一体化反应堆压力容器设置在安全壳内，所述一体化反应堆压力容器内部设置有一二次侧换热器，所述一二次侧换热器的二次侧入口与二次侧给水管线相连，一二次侧换热器的二次侧出口与二次侧出口管线相连；所述安全壳外侧设置有非能动余热排出热交换器，所述非能动余热排出热交换器出口通过余排出口管线与二次侧给水管线相连，所述非能动余热排出热交换器入口通过余排入口管线与二次侧出口管线相连。本发明满足反应堆设计基准事故缓解需求，保证反应堆安全性，最大限度简化设备、提高布置空间利用率，提升经济性。
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公开(公告)号：CN119480168A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202510046290.1
申请日：2025-01-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18 , G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种池式研究堆的堆芯保护机构、反应堆冷却系统及冷却方法。堆芯保护机构，包括：气泡发生装置，气泡发生装置的出气口设置于池式研究堆的堆底小室内，气泡发生装置用于产生气泡，气泡与堆底小室内的液态水形成气液两相的混合物，使堆芯侧的平均密度降低，从而加大反应堆水池与堆芯侧之间流体的静压差，使得自然循环的驱动力增加；其中，池式研究堆的堆芯浸没在反应堆水池底部，堆底小室位于堆芯下方且与堆芯相连通，堆芯余热依靠水的自然循环导出。本发明可用以解决或改善现有研究堆存在流动滞止现象、自然循环建立速度慢、堆芯余热无法快速排出的问题。
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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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