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公开(公告)号：CN119581076A
公开(公告)日：2025-03-07
申请号：CN202411671504.6
申请日：2024-11-21
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 , G21C17/10 , G06F30/20 , G06F17/18 , G01F1/00 , G01F25/10 , G06F119/08 , G06F113/08
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种燃料组件低流量CHF试验工况确定方法。方法包括：针对流量范围为20～300kg/(m2·s)的工况，采用多个第一CHF关系式计算多个第一CHF值；选取第一CHF值与基于子通道程序的WLOP关系式的计算结果偏差最小的第一CHF关系式作为低流量工况的CHF关系式；根据流量范围为20～300kg/(m2·s)和所述低流量工况的CHF关系式构建多个低流量CHF试验工况；根据工况有效性筛选准则对所述多个低流量CHF试验工况进行筛选，得到最终的CHF试验工况。
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公开(公告)号：CN119180239A
公开(公告)日：2024-12-24
申请号：CN202411660443.3
申请日：2024-11-20
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 , G21C17/00 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种非均匀功率分布棒束CHF试验件的建模方法及CHF预测方法。非均匀功率分布棒束CHF试验件的建模方法主要包括10个步骤：确定燃料棒束几何参数、径向通道划分、轴向节块划分、确定通道几何参数、确定加热功率分布、确定工况范围、选取两相流模型、确定湍流交混系数、确定流动阻力系数、确定格架位置，本发明提出了针对非均匀功率分布棒束CHF试验件完整、系统的子通道建模方法，能够更加准确的预测非均匀功率分布棒束CHF参数。
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公开(公告)号：CN117393188A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311119154.8
申请日：2023-08-31
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件，包括：由多个加热棒和多个不发热棒相互平行、且等间隔排列而组成的棒束阵列，多个加热棒包括多个热棒，和多个冷棒，冷棒的发热功率小于热棒的发热功率，棒束阵列在垂直于加热棒的长度方向上的截面呈正方形棒束排列，其中心位置为不发热棒，正方形棒束排列包括围绕中心位置的不发热棒的内圈正方形棒束排列，和位于内圈正方形棒束排列外围的至少一个外圈正方形棒束排列，内圈正方形棒束排列的四边与外圈正方形棒束排列的四边平行，在内圈正方形棒束排列中，多个热棒和多个不发热棒交替排列。本发明可合理模拟双冷壁结构的燃料组件CHF试验现象，为研究复杂双冷壁效应对CHF的影响提供了试验支持。
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公开(公告)号：CN117350184A
公开(公告)日：2024-01-05
申请号：CN202311150563.4
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 , G06F119/08 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了核反应堆燃料组件交混系数的计算方法，包括如下步骤：第一步骤，采用计算流体力学的方法，对核反应堆的燃料组件进行模型计算，得到燃料组件子通道出口温度分布Te；第二步骤，采用子通道分析方法，在相同工况下，对燃料组件进行模型计算，得到相同工况下燃料组件子通道出口温度分布Tp；第三步骤，调整子通道分析方法中的交混系数的值，使得燃料组件子通道出口温度分布Tp与燃料组件子通道出口温度分布Te的差异小于预定值，从而获得子通道分析方法中使用的交混系数的值。能够快速且准确的获得燃料组件的交混系数TDC，以便为燃料组件临界热流密度CHF关系式的开发和应用提供输入。
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公开(公告)号：CN118335367A
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202410407826.3
申请日：2024-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 西安交通大学
IPC: G21C17/00
Abstract: 一种反应堆模拟电加热棒，包括壳体和具有加热器的芯棒，壳体包覆芯棒，在壳体与芯棒之间设置有温度测量模块，温度测量模块包括弧形弹性支架与多个温度传感器，温度传感器固定于弧形弹性支架的外周侧，并在弧形弹性支架的作用下抵接于壳体的内表面。该反应堆模拟电加热棒能够避免因热电偶脱离壳体带来的温度测量误差，提高反应堆临界热流密度试验结果的准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118136286A
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN202410207481.7
申请日：2024-02-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/12 , G21C9/004
Abstract: 一种海洋小型反应堆安全系统，包括一体化压力容器和包括内安全壳、外安全壳的双层安全壳。其中，一体化压力容器包括压力容器壳体，反应堆堆芯设置在压力容器壳体内，稳压器、一二次侧换热器集成在压力容器壳体内部；内安全壳配置为承压导热壳体，内安全壳与外安全壳之间配置为注有海水的换热腔，安全壳至少部分设置在海平面以下，内安全壳外表面设置有多个非能动余热排出换热器。该安全系统能够有效提高海洋小型反应堆对非LOCA和LOCA事故的耐受能力，改善海洋小型反应堆的安全性。本发明还提供一种海洋小型反应堆及其安全控制方法。
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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：CN119207840A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411300673.9
申请日：2024-09-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种池式反应堆安全管理系统，包括停堆装置、非能动余热排出装置、主循环装置、辅助循环装置和非能动循环装置，其中停堆装置用于在事故工况下实现停堆；非能动余热排出装置形成反应堆水池与外部热阱的自然循环；主循环装置提供循环管路并在正常工况下驱动冷却水循环；辅助循环装置包括并联于主循环泵上的辅助循环泵，非能动循环装置包括设置在反应堆下部腔室的自然循环阀。该系统能够有效避免事故工况下冷却水过热，使冷却水流动方向快速由正常工况下的强迫对流切换至事故工况下的自然对流，防止流动滞止，有效提高池式反应堆的安全性与可靠性。本发明还提供一种池式反应堆安全管理方法。
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公开(公告)号：CN113851234B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN202111201966.8
申请日：2021-10-15
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
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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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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