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公开(公告)号：CN119694615A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411779231.7
申请日：2024-12-05
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: 本申请提供了一种适于试验边、角栅元的燃料棒试验件以及模拟核反应堆，适于试验边角栅元的燃料棒试验件适用于模拟核反应堆。适于试验边角栅元的燃料棒试验件包括多个模拟燃料棒，所述多个模拟燃料棒包括具有第一温度的第一燃料棒和具有不同于所述第一温度的第二温度的第二燃料棒，其中，所述第一燃料棒位于所述任意四个模拟燃料组件的交界点的四周并构成角栅元，其中，关于所述交界线对称的任意两个所述第二燃料棒和任意两个所述第一燃料棒之间和/或任意四个所述第二燃料棒之间构成边栅元；多个中间格架，每个所述中间格架包括多个小格架，所述小格架与所述模拟燃料棒在空间位置上一一对应，所述中间格架适于支撑所述模拟燃料棒。
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公开(公告)号：CN119480166A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202510038287.5
申请日：2025-01-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C7/32
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的控制方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。反应堆的控制方法包括控制目标参数在预设范围内，使得反应堆功率与一回路冷却剂平均温度满足目标对应关系，其中，目标参数包括反应堆功率、一回路冷却剂压力、一回路冷却剂装量、一回路冷却剂平均温度、中间隔离回路总流量、中间隔离回路冷却剂压力、中间隔离回路冷却剂装量、三回路过热器出口蒸汽压力和三回路蒸发器液位。本申请通过对三个回路系统中这些目标参数的控制，使得反应堆功率与一回路冷却剂平均温度满足目标对应关系，可在发生运行瞬态工况的情况下，维持反应堆的稳定，不触发专设安全系统或反应堆停堆，提升反应堆的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN119227583A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411484429.2
申请日：2024-10-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种CHF试验数据有效性评估方法、装置及可读介质，其中CHF试验数据有效性评估方法包括：获取多个工况的CHF试验数据；对所述CHF试验数据分别进行试验关键参数控制稳定性分析、试验数据可重复性分析、试验测量CHF值随关键参数变化规律分析、特殊现象分析、试验热损失分析，根据分析结果评估数据有效性。本发明通过从试验关键参数控制稳定性、试验数据可重复性、试验测量CHF值随关键参数变化规律、试验特殊现象以及试验热损失五个方面评估试验数据有效性，能够对CHF试验数据合理性进行多方面、系统性的评估，确保试验数据合理有效并可用于后续计算分析研究。
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公开(公告)号：CN109147975A
公开(公告)日：2019-01-04
申请号：CN201811250646.X
申请日：2018-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21D3/00
Abstract: 本发明的目的在于公开一种压水堆核电厂堆芯状态监测与分析系统，它包括至少二个监测服务器、至少二个分析服务器和至少二个显示终端，所述监测服务器与所述分析服务器之间通过网闸互相通讯连接，所述监测服务器和所述分析服务器分别与所述显示终端互相通讯连接；与现有技术相比，可实现压水堆核电厂堆芯的状态连续监测，可实时产生核理论数据库，在线计算获取堆芯运行状态参数，可每分钟与设计限值对比分析，从而大大增强核电厂操纵员对堆芯运行状态的监督，进一步提升核电厂的运行灵活性，保障核电厂安全，实现本发明的目的。
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Patent Agency Ranking
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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公开(公告)号：CN108962407B
公开(公告)日：2024-02-02
申请号：CN201810609165.7
申请日：2018-06-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明的目的在于公开一种先进堆芯补水箱结构，它包括补水箱箱体，在所述补水箱箱体的上部设置有水平隔板，所述水平隔板的中部连接有箱体内注射管，所述箱体内注射管下部设置有流水孔，所述水平隔板上设置有非能动浮子式流水孔开闭控制装置；与现有技术相比，在堆芯补水箱处于水循环运行模式下，能有效减少用于自然循环的堆芯补水箱水装量，有效减少整个系统由于冷热水混合导致的体积膨胀，进一步防止稳压器满溢，同时这个水装量能满足化学容积控制系统故障时的补水要求以及主蒸汽管道破裂时的硼化要求；在堆芯补水箱处于排水运行模式下，不影响用于安全注射的堆芯补水箱水装量，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN117350184A
公开(公告)日：2024-01-05
申请号：CN202311150563.4
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 , G06F119/08 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了核反应堆燃料组件交混系数的计算方法，包括如下步骤：第一步骤，采用计算流体力学的方法，对核反应堆的燃料组件进行模型计算，得到燃料组件子通道出口温度分布Te；第二步骤，采用子通道分析方法，在相同工况下，对燃料组件进行模型计算，得到相同工况下燃料组件子通道出口温度分布Tp；第三步骤，调整子通道分析方法中的交混系数的值，使得燃料组件子通道出口温度分布Tp与燃料组件子通道出口温度分布Te的差异小于预定值，从而获得子通道分析方法中使用的交混系数的值。能够快速且准确的获得燃料组件的交混系数TDC，以便为燃料组件临界热流密度CHF关系式的开发和应用提供输入。
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公开(公告)号：CN103456376B
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201310401428.2
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的面积；（3）对蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个热阱的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下钢制安全壳传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN307960198S
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202230702956.1
申请日：2022-10-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 1.本外观设计产品的名称：带核电事故仿真图形用户界面的显示屏幕面板。
2.本外观设计产品的用途：用于信息显示和交互。
3.本外观设计产品的设计要点：在于图形用户界面。
4.最能表明设计要点的图片或照片：界面变化状态图4。
5.显示屏幕面板为惯常设计，省略后视图、左视图、右视图、俯视图、仰视图。
6.图形用户界面的用途：用于核电厂严重事故仿真。
主视图为主界面；点击主视图导航栏中的“事故工况”，进入界面变化状态图1；点击主视图导航栏中的“状态管理”，进入界面变化状态图2；点击界面变化状态图2中的“回溯工况”，进入界面变化状态图3；点击主视图导航栏中的“系统流程”，进入界面变化状态图4；点击界面变化状态图4中的“主系统立体图”，进入界面变化状态图5；点击界面变化状态图4中的“安全壳”，进入界面变化状态图6；点击主视图导航栏中的“参数管理”，进入界面变化状态图7。
7.该显示屏幕面板用于手机、计算机、平板电脑、智能电视。
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