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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：CN119446604A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202411565127.8
申请日：2024-11-05
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: G21C17/00
Abstract: 本发明提供了一种基于ATF燃料的压水堆破口事故分析方法，包括：步骤S1：排查ATF方案参数需求表，识别在事故分析中需要的燃料重要参数；步骤S2：根据燃料重要参数，开展ATF燃料的机理现象及关键模型研究，识别ATF燃料与现有核燃料的区别点；步骤S3：根据区别点对第一事故分析程序展开适用性评价；步骤S4：如果不适用，则对第一事故分析程序中的燃料模型进行改进，得到适用于AFT燃料的第二事故分析程序；步骤S5：采用第二事故分析程序对典型破口事故开展分析，验证步骤S1与步骤S2的重要现象是否得到体现，如果是，则采用第二事故分析程序对基于ATF燃料的压水堆进行破口事故分析。本发明能够对采用ATF方案的核电厂破口事故展开定性与定量评价。
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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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公开(公告)号：CN119761240A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411819418.5
申请日：2024-12-11
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
Abstract: 本发明提供了一种反应堆压力容器内部测点布置方法、网络设备及可读介质。方法包括获取反应堆压力容器的几何参数，根据几何参数建立压力容器的三维模型；使用三维软件抽取三维模型中的冷却剂流道，得到流体域；采用CFD软件对流体域进行网格的划分；设定湍流模型和边界条件，CFD软件根据湍流模型和边界条件预估出反应堆整体的流场分布；根据反应堆整体的流场分布布置测点的位置。本发明通过建立与试验堆或者原型堆等比例的三维模型，采用了流体力学计算的方式对反应堆压力容器内部流体域进行数值仿真计算，得到反应堆压力容器内部流道所有区域的压力，温度等物理量的分布，可以很方便的确定温度传感器和压力传感器的具体测量位置。
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公开(公告)号：CN114121313B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202111424434.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；所述安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本发明提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
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Patent Agency Ranking
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：CN119470962A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411601331.0
申请日：2024-11-11
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
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种液体流速测量装置及测量方法。装置包括计算模块、流体温度测量模块、绝热层、肋柱、以及固定在所述肋柱上的第一温度测点、第二温度测点和第三温度测点；所述流体温度测量模块用于测量待测流道中的流体的温度，所述肋柱通过所述绝热层固定在待测流道的壁面上，所述第一温度测点插入到所述待测流道中，所述第二温度测点位于所述壁面内边缘的位置，所述第三温度测点位于所述待测流道的外侧；所述计算模块用于根据所述第一温度测点的温度、所述第二温度测点的温度和所述流体的温度计算流体的流速。本发明可以应用于高温高压环境下液体低流速测量。
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公开(公告)号：CN119418967A
公开(公告)日：2025-02-11
申请号：CN202411535118.4
申请日：2024-10-31
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: 本申请提供了一种一体化反应堆现象识别与分级分析方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。该方法可以识别出一体化反应堆在瞬态运行和假想事故条件下与安全相关现象，并对识别出的现象进行分级，获得一体化反应堆全范围事故的现象识别与分级报告，用于识别一体化反应堆传热相关的重要现象，指导一体化反应堆的研发设计。
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