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公开(公告)号：CN119311682A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503645.2
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F16/22 , G21C17/00 , G21C15/257 , G06F16/242 , G06F18/2431 , G06F18/213 , G06F18/211 , G06F30/10 , G06Q50/06 , G06F119/08 , G06F119/06 , G06F119/02 , G06F113/04 , G06F111/04
Abstract: 本发明提供了一种确定热管微堆的保护信号的方法和系统。该方法包括以下步骤：获得热管微堆的安全准则，其中每一安全准则涉及至少一个保护信号；根据安全准则确定包括至少一个潜在保护信号的第一潜在保护信号清单；获得包括至少一个事故类别的热管微堆事故清单，每一事故类别包括一个或多个事故；根据热管微堆事故清单确定包括至少一个潜在保护信号的第二潜在保护信号清单；根据法定保护信号要求和设计约束条件对第一潜在保护信号清单和第二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，以确定满足安全准则的保护信号整定值，从而获得最终保护信号清单。
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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：CN119314710A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311509849.7
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/26 , G21C15/257 , G21C1/32
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆系统及其使用方法，其中，系统包括热管反应堆堆芯、热管、主热交换器和热电转换系统；热管的蒸发段插入热管反应堆堆芯，热管的冷凝段插入主热交换器中，热电转换系统与主热交换器连接；主热交换器包括主热传输进风口、主热传输出风口、余热排出进风口和余热排出排风口；热管反应堆正常运行下，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为关闭，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为打开带走堆芯热量；正常启停堆及事故工况下，主热传输进风口和主热传输出风口被配置为关闭，余热排出进风口和余热排出排风口被配置为打开以带走堆芯剩余热量。
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公开(公告)号：CN119314706A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311503388.2
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C1/32 , G21C5/02 , G21C5/06 , G21C15/257
Abstract: 一种展平温度的堆芯结构，包括燃料组件，燃料组件包括基体、燃料棒和热管。其中，基体的轴截面上设置有多个沿基体轴向延伸的安装孔，安装孔沿第一方向排布为平行的多列，与第一方向成60°夹角的第二方向上安装孔也排布成列，沿基体边缘排布的安装孔与边缘具有相同的最小距离。沿第一方向和第二方向每两条热管之间设置有两条燃料棒；沿基体边缘排布的燃料棒中，相邻两条燃料棒中的一条替换为空位。多个燃料组件密铺排布形成堆芯结构。该堆芯结构能够有效实现温度展平，避免局部过热，从而提高热管微堆的效率与可靠性。本发明还提供一种热管微堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119312037A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507151.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F18/20 , G21C17/00 , G06F18/213 , G06Q10/063 , G06Q50/26
Abstract: 本发明提供了一种热管反应堆的事故清单确定方法，包括：基于确定论安全分析方法对热管反应堆各个部件失效导致的关键安全功能影响进行分析，得到确定论的事故清单；将热管反应堆分为多个子系统，采用故障模式和影响分析方法识别每个子系统的潜在失效模式，所述子系统包括堆芯、主热传输系统、反应性控制转鼓驱动机构、安全停堆棒驱动机构、热电转换系统、非能动余热排出系统、电气系统、控制和保护系统；基于概率论安全分析方法分析每个潜在失效模式可能产生的始发事件；对所述始发事件进行分组，得到概率论的始发事件清单；根据所述确定论的事故清单和所述概率论的始发事件清单确定最终的事故清单。
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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：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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