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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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公开(公告)号：CN118538441A
公开(公告)日：2024-08-23
申请号：CN202410589245.6
申请日：2024-05-13
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: 一种具有非均匀轴向功率的核燃料模拟加热棒，包括芯棒与发热体，其中发热体套设在芯棒外，至少部分发热体外表面设置有热障涂层，沿发热体轴向热障涂层的径向热阻成余弦分布。热阻成余弦分布的热障涂层能够在加热棒整体轴向电加热功率基本均匀分布的情况下模拟余弦轴向功率分布工况下燃料棒的轴向对外发热功率分布特征，使模拟试验达到预期的非均匀轴向功率分布状态。该加热棒具有结构简单，可靠性高的优点，适用于临界热流密度验证试验等应用场景。
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公开(公告)号：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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公开(公告)号：CN119312517A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507056.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/10 , G06F119/08
Abstract: 一种确定热管微堆传热路径传热比例的方法，包括以下步骤：确定热管微堆的传热路径，确定每级热传导中发生热传递的对象；根据传热守恒方程模拟计算每级热传导的导热过程，并对各级热传导进行归一化处理，建立传热比例群；提供目标工况，并计算所述目标工况下所述传热比例群中各元素的值随时间的变化，得到传热路径中每级热传导的传热比例。通过上述方法能够确定热管微堆各状态下不同传热路径的传热量占比，以为热管微堆安全分析、结构优化与模拟计算提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号：CN117393186A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311106009.6
申请日：2023-08-29
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系统可用性评估方法，包括进行试验系统的标定试验，验证试验系统的可靠性；测定并验证试验系统的模型特征量，确保特征量的几何尺寸满足设计要求；对试验用测量仪器仪表进行校准，使试验温度、压力、流量、电压及电流满足要求；验证与确认工况、动作的稳定性及可控性，验证获取临界热流密度试验数据的过程正确无误；验证与确认质量平衡试验及能量平衡试验，使试验本体的入口和出口的质量和能量保持平衡；进行预试验，确认试验系统功能完整、运行可靠、数据可信，满足临界热流密度试验的试验需求。本发明对于指导CHF试验实施，确保燃料组件CHF试验满足技术和质量目标具有重要价值。
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公开(公告)号：CN117313575A
公开(公告)日：2023-12-29
申请号：CN202311150551.1
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 , G16C60/00 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F113/26
Abstract: 本发明提供一种核反应堆临界热流密度试验的模拟方法，包括以下步骤：步骤1，确定临界热流密度试验的棒束试验件的设计特征，步骤2，根据所述棒束试验件的特征，构建棒束试验件的子通道的模型，步骤3，采用所述模型，计算所述棒束试验件的临界热流密度值。还提供了计算机设备及计算机可读存储介质。根据本发明的核反应堆临界热流密度试验的模拟方法、设备及可读存储介质，可以合理指导CHF试验的实施和后续安全分析工作。
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公开(公告)号：CN119322730A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311510179.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F11/3668 , G06F30/20 , G16C20/10
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的物理模型的试验验证方法，包括：接收在系统分析程序的应用参数范围内开展试验得到的若干组试验工况的试验输入参数和试验输出结果，所述系统分析程序包括多个物理模型；计算试验输出结果的不确定度；根据所述不确定度和所述试验输出结果计算保守输出结果；将所述试验输入参数导入程序验证系统，所述程序验证系统根据所述试验输入参数调用对应的物理模型的程序模块代码，得到程序输出结果；将所述程序输出结果与所述保守输出结果进行比较，如果输出偏差小于用户设置的可接受值，则所述物理模型验证通过。
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公开(公告)号：CN119314707A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503387.8
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 一种耐事故热管微堆，包括设置在反应堆壳体内的堆芯组件和换热器，反应堆壳体设置有余热排出系统，余热排出系统的多个进风口设置在反应堆壳体底部，多个排风口设置在反应堆壳体顶部。在事故工况下，进风口与排风口打开，使外界空气进入反应堆壳体实现自然对流带走堆芯组件产生的热量，避免堆芯组件的过热熔化，降低放射性物质外泄的风险。
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公开(公告)号：CN119312516A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503390.X
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F111/08 , G06F113/08
Abstract: 一种热管微堆钠火热气层模拟计算方法，首先根据破裂热管数量及纳泄漏量计算钠火的热释放率。接下来确定热管微堆的工作状态：当热管微堆处于自然对流状态下时计算钠火热释放率带来的温度与压力升高；当热管微堆处于强制换热状态时，计算钠火热释放率与热管微堆换热器传热功率之和带来的温度与压力升高。上述方法能够快速简便地实现对热管微堆钠火事故的模拟计算，能够为热管微堆的安全设计与结构优化提供指导。本发明还提供一种热管微堆钠火热气层模拟计算装置和一种安全分析系统。
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