-
公开(公告)号：CN119312518A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507699.6
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 , G21C15/257 , G06F113/14 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明首次针对热管微堆设计，提出一种系统、全面的堆芯不熔化分析评价方法，方法包括基于概率论和工程判断筛选可能导致堆芯熔化的事故工况；将所述事故工况输入热管微堆分析模型，计算所述事故工况下热管微堆内各个部件的温度，根据所述热管微堆内各个部件的温度评价堆芯是否损伤；将所述热管微堆内各个部件的温度输入热管微堆力学模型，计算支撑堆芯的基体的力学参数，根据所述力学参数评价所述基体的结构完整性；根据堆芯是否损伤和所述基体的结构完整性评价是否满足堆芯不熔化要求。
-
公开(公告)号：CN112923109B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110302346.7
申请日：2021-03-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，特别涉及一种安全泄压阀门系统，无需依赖安全级电源驱动，达到信号整定值即可自动开启，实现高压和低压容器的内外压力平衡，满足自动卸压要求，为反应堆专设系统注入提供成功条件；同时，为防止误动作，提出信号叠加阈值判断的设计方案，本发明相比于现有技术，依靠液压处于初始关闭状态，当满足信号后，依靠弹簧非能动开启，无需电源，具有很高的安全级；为防止误动作，本设计阀门可设计具有阈值特征，保护高压容器边界的完整性。
-
-
公开(公告)号：CN117390588A
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202311412941.1
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/27 , G06N3/0442 , G06N3/08 , G06Q10/0635 , G06Q50/26
Abstract: 一种基于安全壳外剂量率的堆芯损伤评估方法，包括以下步骤：提供包括核电厂典型事故序列下堆芯损伤程度和安全壳外多个检测点位剂量率的堆芯损伤评价数据库；基于循环神经网络建立回归模型，利用堆芯损伤评价数据库进行训练，建立检测点位剂量率与堆芯损伤程度及事故变量之间的映射关系，形成堆芯损伤程度评估模型；输入待评估的事故信息，由堆芯损伤程度评估模型进行评估。该方法不依赖反应堆安全壳内的检测系统，提高了事故条件下堆芯损伤程度评估的可靠性和评估效率。本发明还提供一种计算装置。
-
公开(公告)号：CN116884508A
公开(公告)日：2023-10-13
申请号：CN202310732010.3
申请日：2023-06-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G16C20/10 , G06F30/10 , G06Q50/06 , G06F119/08 , G06F119/02
Abstract: 本公开涉及核反应堆运行安全评估技术领域，提出了一种氢气扩散火焰作用下贯穿结构安全性评估方法及系统，实现反应堆严重事故下氢气扩散火焰对钢制安全壳贯穿结构影响评估，通过对反应堆严重事故下氢气扩散火焰的合理模拟，评价氢气扩散火焰的后果，从而评估钢制安全壳贯穿结构的完整性。适用于非能动核电厂氢气扩散火焰的后果评估，能有效评估氢气扩散火焰作用下安全壳贯穿结构的完整性评估。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115862908A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温度测点。
-
公开(公告)号：CN119962245A
公开(公告)日：2025-05-09
申请号：CN202510203386.4
申请日：2025-02-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本申请提供了一种风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆，核反应堆包括安全壳，所述生成方法包括如下步骤：计算初始状态下安全壳内部的空气摩尔数；获取第一预设工况曲线以确定氢气不可燃区域；获取第二预设工况曲线以确定氢气严重挑战区和氢气燃烧区；获取第三预设工况曲线以确定无需关注氢气区；获取第四预设工况曲线以确定将来潜在发生氢气燃烧区和将来潜在发生氢气严重挑战区。本申请提供的风险辅助图的生成方法及其适用的核反应堆能够评估多种工况下安全壳的氢气风险，能够帮助核电厂操纵员根据风险辅助图评估氢气风险并作出缓解决策，进一步保障了核反应堆的安全性以及可靠性。
-
公开(公告)号：CN119761238A
公开(公告)日：2025-04-04
申请号：CN202411809814.X
申请日：2024-12-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 一种集总参数与三维模拟联合氢气风险仿真方法及计算装置，属于核电领域。其中，集总参数与三维模拟联合氢气风险仿真方法包括如下步骤：提供事故序列并根据集总参数分析程序分析得到安全壳内的流体状态函数，建立安全壳风险区域的三维分析模型，并与非风险区域集总参数的一维分析模型联合得到联合分析模型；利用联合分析模型计算得到流体分布场，并进行氢气风险分析。该方法有效降低了氢气风险仿真模拟计算的模型复杂度与工作量，在保证仿真模拟精度的前提下有效提高了计算效率。
-
公开(公告)号：CN117436259A
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202311423950.0
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G21C17/10 , G06F111/08
Abstract: 一种基于抽样的蒸汽爆炸后果分析方法，包括以下步骤：提供蒸汽爆炸的关键影响因素和对应的输入概率分布，提供蒸汽爆炸分析程序；对关键影响因素进行自动抽样并生成输入卡，将输入卡输入蒸汽爆炸分析程序，得到蒸汽爆炸后果的概率分布。该方法能够通过大量抽样涵盖关键因素的变化范围，通过概率论方法对蒸汽爆炸断后果提供准确的模拟，从而为核电站安全设计和事故后果评估提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
-
公开(公告)号：CN116078760B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202310079866.5
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供了用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法，属于反应堆压力容器技术领域，包括：丝束、支撑柱和导流轨道，丝束安装在支撑柱的一端，支撑柱另一端安装在压力容器保温层内侧，丝束距离压力容器下封头设定距离；支撑柱能够在保温层受水蒸汽影响发生高频振动时随保温层振动，从而带动丝束清扫压力容器下封头外表面汽泡，使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离，防止偏离泡核沸腾现象的发生，同时也可通过导热起到一定冷却作用；另外可利用导流轨道进行冷却水导流等方式，有效提升压力容器下封头外壁面CHF，显著增大IVR成功可能性。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
45
records
(took 0.046 seconds)
