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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。
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公开(公告)号：CN119515086A
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202510083397.3
申请日：2025-01-20
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明的实施例提供了一种确定实际消除堆芯熔化概率的方法，涉及核电厂安全领域。旨在改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。确定实际消除堆芯熔化概率的方法包括：控制核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年，在核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年的情况下，该核电厂已经实现实际消除堆芯熔化，该核电厂的堆芯熔化风险可以忽略，从而改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。
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公开(公告)号：CN119470962A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411601331.0
申请日：2024-11-11
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
Abstract: 本发明主要涉及核电反应堆技术领域，尤其涉及一种液体流速测量装置及测量方法。装置包括计算模块、流体温度测量模块、绝热层、肋柱、以及固定在所述肋柱上的第一温度测点、第二温度测点和第三温度测点；所述流体温度测量模块用于测量待测流道中的流体的温度，所述肋柱通过所述绝热层固定在待测流道的壁面上，所述第一温度测点插入到所述待测流道中，所述第二温度测点位于所述壁面内边缘的位置，所述第三温度测点位于所述待测流道的外侧；所述计算模块用于根据所述第一温度测点的温度、所述第二温度测点的温度和所述流体的温度计算流体的流速。本发明可以应用于高温高压环境下液体低流速测量。
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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：CN116386910B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202211500695.0
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。
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Patent Agency Ranking
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。
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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。
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公开(公告)号：CN115938619B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211465755.X
申请日：2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/028 , G21C13/093 , G21C15/12
Abstract: 本发明涉及一种大功率反应堆用带滞留篮的压力容器及反应堆系统，包括压力容器本体，压力容器本体的下封头内部设置有与下封头形状相匹配的滞留篮，滞留篮采用导热材料制成，下封头内表面与滞留篮外表面之间形成冷却通道，滞留篮通过多个支撑部件与下封头的内表面固定连接，滞留篮的上表面设置有难熔层，采用本发明的压力容器，避免了反应堆发生严重事故时，采用压力容器外部冷却对熔融物进行堆内滞留的缺陷。
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公开(公告)号：CN117408063A
公开(公告)日：2024-01-16
申请号：CN202311416707.6
申请日：2023-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/02
Abstract: 一种重水堆双腔室MCCI过程分析方法，包括以下步骤：建立重水堆核电厂模型，并划分节点；提供事故初始条件，模拟重水堆MCCI的多阶段过程，其中当一个事故阶段达到预设的出口条件时进入下一个事故阶段模拟，前一事故阶段的模拟结果决定下一个事故阶段模拟的初始条件；根据MCCI过程的模拟结果，判断重水堆核电厂安全壳的有效性。上述方法能够有效对重水反应堆双腔室MCCI过程进行模拟分析，指导重水反应堆的结构设计及安全管理。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN116306335B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202211632241.9
申请日：2022-12-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
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