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公开(公告)号：CN115862908A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温度测点。
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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：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
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。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119479859A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411519882.2
申请日：2024-10-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投科技孵化有限公司
Abstract: 本申请提供了一种抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法包括事故后堆芯升温及氧化计算、氧化层减薄计算、燃料包壳破损和燃料坍塌计算、裂变产物释放计算和熔池相互作用及传热分析，形成堆芯熔化事故中抗事故燃料的安全分析方法，支持论证抗事故燃料堆芯熔化事故后的安全性提升，指导抗事故燃料的研发和设计。
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公开(公告)号：CN116030997B
公开(公告)日：2024-02-27
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：CN116070544B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310089974.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中，熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变，综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响，提高了对压力容器完整性判断的准确性，及时发现压力容器的损坏情况，避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率，从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
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公开(公告)号：CN117010290A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310737147.8
申请日：2023-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/06 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开涉及核反应堆安全运行评估技术领域，提出了一种带水膜冷却的钢制安全壳内氢气风险分析方法及系统，构建了水膜冷却模拟模型，用于实现安全壳外部降液摸的传热传质过程模拟，将模拟结果传输至三维氢气风险分析CFD程序耦合，实现CFD程序的补充，能够适用于非能动核电厂的三维氢气风险分析，有效提高核电厂事故后氢气风险分析准确性。
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公开(公告)号：CN116386910A
公开(公告)日：2023-07-04
申请号：CN202211500695.0
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。
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