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公开(公告)号：CN119323128A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202411409489.8
申请日：2024-10-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/28 , G06F30/10 , G21C15/257 , G21C17/00 , G06F119/02 , G06F119/14 , G06F119/08 , G06F119/06 , G06F113/04 , G06F111/10
Abstract: 本发明提供一种热管微堆临界安全分析方法及系统，分析方法包括：步骤1、确定热管微堆的应用场景；步骤2、基于目标应用场景确定临界安全分析的假定条件；步骤3、根据所述假定条件对热管微堆在所述目标应用场景下进行工况分析；步骤4、基于工况分析结果计算得到有效增值系数，并在所述有效增值系数超出限值时对堆芯结构进行调整或者对堆芯材料进行调整。上述热管微堆临界安全分析方法，基于不同场景确定假定条件，并对目标场景下进行工况分析，依据分析结果可以对堆芯结构和堆芯材料的类型提出改进方案，如此可以准确评估热管微堆临界安全问题并提供有效解决方法。
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公开(公告)号：CN118298946A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410401807.X
申请日：2024-04-03
Applicant: 上海申核能源工程技术有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C20/10 , G16C20/30 , G16C10/00 , G16C60/00 , G06F30/20 , G06F111/04 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/06
Abstract: 本发明提供一种热管堆的多物理耦合计算方法、装置及可读介质，其中方法包括：步骤S1对热管堆各部件进行建模，建立热管堆仿真模型、堆芯中子物理学计算模型和热工计算模型；步骤S2建立共享文件夹；步骤S3基于堆芯中子物理计算模型和热管堆仿真模型计算堆芯功率分布，将堆芯功率分布输出到共享文件夹中；步骤S4热工计算模型根据堆芯功率分布进行堆芯热工计算、堆芯力学计算、热管计算和换热器计算，得到当前时间步的热工参数步骤S5判断当前时间步是否达到预设模拟时间，如果否，时间步进，并将当前时间步的热工参数作为堆芯中子物理学计算模型下一时刻的输入；直至满足预设模拟时间，输出计算结果。
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公开(公告)号：CN119851981A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202510338673.6
申请日：2025-03-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种重水慢化熔盐堆，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的重水慢化熔盐堆包括反应堆容器和堆芯，反应堆容器具有熔盐进口和熔盐出口，所述熔盐进口和所述熔盐出口均位于所述反应堆容器的下部；堆芯位于所述反应堆容器内，所述堆芯包括熔盐通道和重水容纳空间，所述重水容纳空间包裹所述熔盐通道且填充重水，所述熔盐通道连接在所述熔盐进口和所述熔盐出口之间。本申请采用液态重水替代固体石墨作为慢化剂，一方面满足熔盐堆的慢化要求，另一方面也可解决固体慢化材料辐照肿胀及定期更换的问题，提高核电厂的本质安全性。
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公开(公告)号：CN119538441A
公开(公告)日：2025-02-28
申请号：CN202411591353.3
申请日：2024-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/17 , G06F30/23 , G21C15/257 , G06F119/08 , G06F113/08 , G06F113/14
Abstract: 本申请提供了一种热管堆堆芯和热管的耦合计算方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请通过引入假想流体，将耦合变量映射到该假想流体，实现堆芯模型和热管模型的耦合，只需开发堆芯模块和热管模块各自的耦合接口，更换其中任一模块时无需修改另一模块的耦合接口，提升了热管堆系统安全分析的灵活性和可扩展性。
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公开(公告)号：CN115910400A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211355915.5
申请日：2022-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明涉及热管反应堆技术领域，特别涉及一种模拟热管微堆中热管失效瞬态事故的试验装置，包括热管微堆模拟装置，包括反应堆组件、换热组件以及设于两者间用于传热的若干高温热管；热管失效模拟装置，包括热管模拟件以及与其连通的冷却循环组件，所述热管模拟件设置在所述反应堆组件中；其中，所述热管模拟件由内管和外管套设组成，两管之间留有通入惰性混合气体的环隙，所述惰性混合气体用于调节所述环隙的热阻，所述内管与所述冷却循环组件连通；本发明通过调节气体组分和冷却水的流量，可实现不同温度和不同功率的传热，从而实现不同状态下热管传热以及热管失效瞬态模拟。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118335365A
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202410342066.2
申请日：2024-03-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C7/22
Abstract: 本发明提供了一种反应堆控制系统及反应堆，反应堆控制系统包括：至少一组控制组件，每组控制组件包括至少一个控制组件；液压回路系统，包括至少一个液压箱以及至少一个吸收体流动管路，每个吸收体流动管路与对应的液压箱连通，其中，每个液压箱包括液压活塞，液压活塞与驱动杆相连接，至少一个吸收体流动管路以及至少一个液压箱中均包括液态中子吸收体以及惰性气体，每个吸收体流动管路部分伸入对应的一组控制组件中；至少一个驱动机构，每个驱动机构包括连接液压活塞的驱动杆，用于驱动液压活塞移动，从而控制液态中子吸收体进入对应的一组控制组件中的位置。本申请提供的反应堆控制系统及反应堆能够提高反应堆的安全性，节约反应堆内部空间。
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公开(公告)号：CN118298945A
公开(公告)日：2024-07-05
申请号：CN202410401806.5
申请日：2024-04-03
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C20/10 , G16C10/00 , G16C20/30 , G06F30/23 , G16C60/00 , G06F111/04 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种核反应堆堆芯运行分析方法和系统，该方法包括：建立固态堆芯几何模型；对几何模型进行网格划分，并设置固态堆芯的物性参数和边界条件；建立中子核数据库，基于该数据库和固态堆芯几何模型进行中子物理计算，得到固态堆芯的功率大小及功率分布结果；根据固态堆芯功率大小及功率分布结果，做热力分析计算得到固态堆芯的温度分布结果；基于固态堆芯的堆芯温度分布结果，做力学分析计算，以得到形变几何计算结果；基于固态堆芯的堆芯温度分布的结果，和形变几何计算结果，迭代进行中子物理计算，直至迭代计算的结果满足特定收敛条件；基于迭代计算的结果，得到稳态情况下固定堆芯的中子物理学参数、温度分布参数和应力应变分布参数。
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公开(公告)号：CN114914004B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202210384105.6
申请日：2022-04-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/257 , G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种热管反应堆用换热器及支撑结构，换热器涉及反应堆用换热器技术领域，包括高温热管和换热器壳体，所述换热器壳体的两端均安装有换热器端板；热管反应堆用换热器支撑结构，包括换热器支座和支撑底板，所述换热器端板通过换热器壳体支撑在支撑底板上。本发明能够实现高温热管与气体的热量传输，并通过支撑结构允许换热器壳体因轴向膨胀而轴向移动；在热管反应堆正常运行期间，本发明可实现将反应堆的热量通过高温热管和热管换热器传递给热动转换系统的工作介质；在事故情况下能够将热量以自然对流的方式传输到环境空气，从而带出堆芯衰变热，以非能动形式实现余热排出，确保反应堆安全。
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公开(公告)号：CN117804258A
公开(公告)日：2024-04-02
申请号：CN202410129842.0
申请日：2024-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F28D15/02 , F28F9/24 , F28F9/22 , G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明提供了一种热管堆核电源的余热排出换热器及热管堆核电源，热管堆核电源的余热排出换热器包括壳体，具有腔体和与腔体相通的进水口、出水口、进气口和出水口；多个套管，布置在腔体内且沿轴向延伸，每一套管内形成沿轴向延伸的通道；以及多个热管夹持部，布置在壳体沿轴向的两侧，其中每个通道两端各与一个热管夹持部相邻，每一热管适于穿过一个通道以及通道两端的热管夹持部。本申请提供的余热排出换热器及热管堆核电源能够在有限的空间内保证堆芯余热的有效导出。
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公开(公告)号：CN117219302A
公开(公告)日：2023-12-12
申请号：CN202311434913.X
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供了一种反应堆的余热排出系统，包括：循环回路，与所述反应堆连通，所述循环回路具有第一支路和第二支路，所述第一支路上设有第一隔离阀，所述第二支路上设有第二隔离阀；熔盐储能回路，包括熔盐冷罐、熔盐热罐、熔盐换热器和控制阀，所述熔盐换热器接入所述第一支路，所述熔盐冷罐和熔盐热罐与所述熔盐换热器连通，且所述熔盐冷罐的高度高于所述熔盐热罐，所述控制阀设置在所述熔盐冷罐与所述熔盐换热器；气体排热回路，接入所述第二支路。本申请提供的反应堆余热排出系统即能够保证堆芯运行正常时余热的回收利用，又能保证在极端工况下安全排出堆芯余热，保障了反应堆的安全性。
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