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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：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：CN117929446A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202311734292.7
申请日：2023-12-15
Applicant: 上海核能装备测试验证中心有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂屏蔽厂房技术领域，公开了一种用于模拟核电厂不同屏蔽厂房环境温度的试验系统，循环管路，恒温水夹层通过进水口和出水口连接循环管路，循环管路上设有离心泵和给水箱，离心泵与恒温水夹层的进水口之间设有冷却系统，给水箱内设有加热器，恒温水夹层进水口处设置温度传感器，给水箱内加热后的水经离心泵进入恒温水夹层，后回到给水箱，冷却系统与加热器配合实现水温调控以模拟不同环境温度；在温度传感器的反馈下，根据试验工况设置可以将给水箱内的水温调至指定温度，从而精确调整模拟屏蔽厂房的环境温度，研究空气导流板覆盖下的空气对流以及水膜蒸发传热传质试验。
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公开(公告)号：CN115910399A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211497484.6
申请日：2022-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 史国宝 , 夏利明 , 王国栋 , 黄镜宇 , 夏栓 , 梅其良 , 王岳 , 张迪 , 牛婷婷 , 黄思洋 , 黄若涛 , 陈卓 , 李东祚 , 蔡龙霆 , 陈军 , 向绪中 , 张培来 , 汪方文
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，包括：钢安全壳；多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口；本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。
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公开(公告)号：CN119312655A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311512206.8
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/27 , G06N3/08 , G06F18/2135 , G06F18/23 , G06F18/2431 , G06F18/27 , G06F119/08
Abstract: 本发明提供了一种用于固态堆芯的温度仪表位置的确定方法和温度场预测模型的训练方法。其中，温度仪表位置的确定方法包括：根据固态堆芯设计方案确定允许布置温度仪表的坐标范围；在所述坐标范围内，按系统抽样选取p个仪表坐标，p为大于1的整数；计算每个仪表坐标的重要度；选取重要度较高的仪表作为温度仪表的布置位置。温度场预测模型的训练方法包括，训练损失函数包括对堆芯温度场特征向量的回归损失项和判断是否触发安全保护的分类损失项。本发明针对固体堆芯温度梯度大、可测位置有限的问题，提出通过深度学习神经网络模型评价仪表坐标重要度的方法，筛选出对温度场预测较为重要的仪表坐标，并训练形成对相应的温度场预测模型。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119312509A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509874.5
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/18 , G21C17/00 , G06F30/20 , G06Q50/06 , G06Q50/26 , G06F113/14 , G06F119/02
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆的安全性分析方法和系统。该方法包括以下步骤：对热管微堆的设计特征进行关键现象识别和分级分析以获得热管微堆现象分级表；基于热管微堆的设计特征和热管反应现象分级表进行失效模式与影响分析以获得热管微堆事故清单；根据热管微堆重要部件、核电厂安全法规和热管微堆事故清单确定热管微堆安全准则；根据热管微堆安全准则和热管微堆事故清单确定热管微堆的潜在保护信号清单；根据法定保护信号要求和设计约束条件对潜在保护信号清单进行可实施性优化，确定初步保护信号清单；以及对初步保护信号清单中的保护信号进行关键事故验证以获得最终保护信号清单。
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公开(公告)号：CN119311244A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507169.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆系统分析软件的数据结构设计方法，包括：根据热管微堆结构和数据含义对系统分析软件中涉及的数据变量按类别进行划分；根据所述类别构建全局数据，通过映射建立所述全局数据对应的本地数据；设计所述全局数据与所述本地数据的数据流，所述数据流包括：在进行每一步瞬态计算前，将所述全局数据中的数据拷贝至所述本地数据；对所述本地数据中的数据进行计算，获得下一时间步的数据；将下一时间步的数据传回所述全局数据。
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公开(公告)号：CN119309686A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507320.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01K7/02 , G06F30/20 , G06T17/00 , G01K1/08 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F111/04
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆堆芯温度测量方法，包括对热管微堆堆芯进行建模获得堆芯三维模型；在堆芯三维模型上模拟不同的热管失效工况，得到堆芯的温度场分布规律；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点；根据多个基体温度测点的温度得到热管微堆堆芯的温度；根据温度场分布规律确定多个基体温度测点包括根据温度场分布规律确定多个候选测点方案，每个候选测点方案包括多个候选测点；判断候选测点方案是否满足约束条件，如果满足，则将候选测点方案中的候选测点作为基体温度测点，约束条件为对于不同的热管失效工况，在基体或燃料棒达到温度超限值之前，候选测点方案中至少一个候选测点能够监测到候选测点的温度在预设时间内达到预设温度。
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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：CN119920335A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510399513.2
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的污垢风险分析方法、装置、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的污垢风险分析方法包括获取输入参数；基于所述输入参数计算目标位置的污垢厚度和硼沉积质量，所述目标位置包括堆芯，所述污垢厚度和所述硼沉积质量用于污垢风险分析；输出计算结果。本申请基于反应堆污垢导致的风险形成机理和重要现象，基于输入参数计算用于判断CILC风险的污垢厚度和用于判断CIPS风险的硼沉积质量，实现反应堆的污垢风险分析。
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