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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。
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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。
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公开(公告)号：CN111721888B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN202010507759.4
申请日：2020-06-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开的一种氢气燃烧环境下的设备可用性试验装置及试验方法，其特征在于所述试验装置为试验舱(1)，所述试验舱(1)内包括设备平台(2)、供气系统、预热系统(5)、点火系统(8)、气体浓度测量系统(6)、温度测量系统(9)和超压保护系统(7)；本发明获得的温度曲线的峰值和半峰时间与目标环境的相应参数比较分析证明该试验方法形成的环境条件对设备影响与安全壳实际环境是等效的，从而验证试验方法获取环境与安全壳环境的等效性。
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公开(公告)号：CN112201372A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202011109117.5
申请日：2020-10-16
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/253
Abstract: 本发明提供一种核反应堆在发生严重事故情况下实现堆芯熔融物滞留的方法，所述方法具有如下特点：通过设置合理的安全壳可淹区域和冷却措施以及反应堆一回路冷却剂装量，在发生堆芯熔化的事故情况下，利用一回路的冷却剂将安全壳可淹区域淹没至特定高度，同时在安全壳内部形成冷却剂循环，保证衰变热的移出，从而保持压力容器完整性，实现熔融物压力容器内滞留。本发明提供的熔融物压力容器内滞留方法，采用一回路水源实现堆腔淹没，在不需要人工干预的情况下即可自动实现熔融物压力容器内滞留，可以有效提高反应堆的安全水平，避免大量放射性物质向环境的释放，保护公众健康。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111721888A
公开(公告)日：2020-09-29
申请号：CN202010507759.4
申请日：2020-06-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开的一种氢气燃烧环境下的设备可用性试验装置及试验方法，其特征在于所述试验装置为试验舱(1)，所述试验舱(1)内包括设备平台(2)、供气系统、预热系统(5)、点火系统(8)、气体浓度测量系统(6)、温度测量系统(9)和超压保护系统(7)；本发明获得的温度曲线的峰值和半峰时间与目标环境的相应参数比较分析证明该试验方法形成的环境条件对设备影响与安全壳实际环境是等效的，从而验证试验方法获取环境与安全壳环境的等效性。
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公开(公告)号：CN103177779A
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201310005342.8
申请日：2013-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C9/016
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器，包括堆腔混凝土底板（4）、坩埚冷却系统注水口（6）、坩埚冷却系统水蒸汽出口（7）、坩埚组件（8）、坩埚冷却系统腔室（9）和熔融物收集器（10）。本发明与IVR系统进行有机结合，可进一步提高核电厂安全性，且坩埚设计使系统可靠性更高。
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公开(公告)号：CN103177778A
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201310005308.0
申请日：2013-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种底部注水叠加外部冷却的大型非能动压水堆核电厂堆芯捕集器，其包括包覆反应堆压力容器中下部的堆腔，堆腔的底部为堆腔混凝土底板；难熔层设置在堆腔的侧面和堆腔混凝土底板的底部，难熔层外部套有一个钢制圆筒；钢制圆筒的底部为外部冷却通道，外部冷却通道的向外延伸两端分别为冷却通道入口和冷却通道出口；数十个喷嘴被固定在钢制圆筒底部，喷嘴的上端伸入堆腔混凝土底板，喷嘴的下端伸入外部冷却通道。本发明利用堆腔混凝土底板充当牺牲材料，通过混凝土的消融，实现熔融物的稀释和降低熔融物的温度。堆腔混凝土底板熔穿后，堆芯熔融物被收集在难熔层内，进一步提高核电厂安全性、可靠性高。
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公开(公告)号：CN119479859A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202411519882.2
申请日：2024-10-29
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
Abstract: 本申请提供了一种抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法、计算设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的抗事故燃料堆芯熔化事故分析方法包括事故后堆芯升温及氧化计算、氧化层减薄计算、燃料包壳破损和燃料坍塌计算、裂变产物释放计算和熔池相互作用及传热分析，形成堆芯熔化事故中抗事故燃料的安全分析方法，支持论证抗事故燃料堆芯熔化事故后的安全性提升，指导抗事故燃料的研发和设计。
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公开(公告)号：CN117010290A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310737147.8
申请日：2023-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/06 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开涉及核反应堆安全运行评估技术领域，提出了一种带水膜冷却的钢制安全壳内氢气风险分析方法及系统，构建了水膜冷却模拟模型，用于实现安全壳外部降液摸的传热传质过程模拟，将模拟结果传输至三维氢气风险分析CFD程序耦合，实现CFD程序的补充，能够适用于非能动核电厂的三维氢气风险分析，有效提高核电厂事故后氢气风险分析准确性。
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