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公开(公告)号：CN119920501A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510423370.4
申请日：2025-04-07
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: G21C15/18
Abstract: 本发明的实施例提供了一种安全注射系统及方法，涉及反应堆安全系统领域。旨在改善安全注射系统注水流量与反应堆发生失水事故阶段所需流量不匹配的问题。其包括承压容器以及阻尼装置，承压容器的底部设置有安注出口管；阻尼装置设置在承压容器内，阻尼装置设置有进水口和出水口，承压容器内的安注水从进水口流经阻尼装置后，从出水口流向安注出口管。承压容器内安注水排出流量随失水事故进程呈逐渐下降的趋势，相比未设置阻尼的承压容器，初始阶段流量更低，可以减少安注旁通的水量；中间阶段流量可以迅速实现堆芯下腔室再灌水以及堆芯再淹没；事故后期维持堆芯淹没的流量更低，充分延长安注时间，有效利用安注水。
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公开(公告)号：CN119761619A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411699699.5
申请日：2024-11-26
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
IPC: G06Q10/063 , G06Q50/06 , G06F18/2431
Abstract: 本发明提供一种抗事故燃料方案的非破口事故分析方法、处理装置、存储介质及计算机程序产品。抗事故燃料方案的非破口事故分析方法包括：选择非破口事故工况，根据非破口事故工况以及抗事故燃料方案，确定抗事故燃料方案的事故分析的验收准则；根据非破口事故工况以及抗事故燃料方案，确定抗事故燃料的事故分析的初始条件以及假设参数；将初始条件以及假设参数输入分析模型，得到事故计算结果；结合事故计算结果和对应非破口事故工况的验收准则，得到非破口事故工况的事故分析结论。上述方法可以适用于ATF方案影响下的非破口事故分析。
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公开(公告)号：CN110265157B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN201910548383.9
申请日：2019-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提出了一种多功率尺度的全自然循环反应堆，反应堆的主回路换热器为大盘管，设置于反应堆的堆芯上方，并围绕堆芯吊篮布置；在所述堆芯吊篮的不同高度的周向等间距安装负荷需求隔离阀；冷却剂经过所述堆芯加热后通过所述堆芯吊篮围成的上升段，经由开启的所述负荷需求隔离阀流入主回路换热器侧，通过横掠传热管管束加热管内流体，以产生热交换，给水经加热后经由蒸汽/热水管道流出。通过非能动的自然循环实现热量移出，取消主泵，最大程度降低失去流动类的初因事件；同时取消主泵相关的支持系统，提升经济性；一体化反应堆消除了大破口发生的可能性；具有多功率等级热负荷输出能力。
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公开(公告)号：CN112885490B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110304905.8
申请日：2021-03-17
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及非能动反应堆技术领域，具体地说是一种一体化非能动先进小堆，其主要包括了主要用于缓解安全壳内温度和压力超限的无限时非能动安全壳冷却系统、主要用于缓解非失水事故的无限时非能动余热排出系统、用于替换高压安注的非能动堆芯冷却系统三大系统。本发明与现有技术相比，简化了安全系统配置，取消安全级交流电源，简化支持系统设计，实现反应堆和安全壳的无限时冷却，事故期间无需操纵员干预，提升电厂的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN111430050B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202010332404.6
申请日：2020-04-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种反应堆二次侧非能动余热排出系统及使用方法，包括非能动余热排出系统入口管道(2)、非能动余热排出系统入口隔离阀(3)、热交换器(4)、非能动余热排出系统出口管道(5)、汽动泵(6)、汽动泵出口隔离阀(7)、汽动泵出口管道(8)、汽动泵旁路管道(9)、汽动泵旁路隔离阀(10)、汽动泵蒸汽入口管道(11)、汽动泵入口隔离阀(12)、水箱(13)及蒸汽发生器(14)；该系统利用汽化及冷凝的方式，依靠密度差驱动流体在系统内形成自然循环，带出堆芯余热带出堆芯余热。
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Patent Agency Ranking
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：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：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：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：CN119249708A
公开(公告)日：2025-01-03
申请号：CN202411275727.0
申请日：2024-09-12
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/02
Abstract: 一种落棒事故安全分析方法：对落棒事故公开开展包络分析，确定落棒价值的范围；建立特征落棒价值序列；计算得到极限状态点；根据极限状态点的堆芯轴向功率分布和径向功率峰因子计算得到堆芯偏离泡核沸腾比。该方法能够对落棒事故作出合理保守的安全分析，提高落棒事故安全分析效率，同时优化核电厂运行的经济性。本发明还提供一种计算装置。
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