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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：CN119312518A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507699.6
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 , G21C15/257 , G06F113/14 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明首次针对热管微堆设计，提出一种系统、全面的堆芯不熔化分析评价方法，方法包括基于概率论和工程判断筛选可能导致堆芯熔化的事故工况；将所述事故工况输入热管微堆分析模型，计算所述事故工况下热管微堆内各个部件的温度，根据所述热管微堆内各个部件的温度评价堆芯是否损伤；将所述热管微堆内各个部件的温度输入热管微堆力学模型，计算支撑堆芯的基体的力学参数，根据所述力学参数评价所述基体的结构完整性；根据堆芯是否损伤和所述基体的结构完整性评价是否满足堆芯不熔化要求。
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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：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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115862908A
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202310081151.3
申请日：2023-01-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/112
Abstract: 本发明公开了一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，涉及核反应堆技术领域，可以有效验证滞留篮的冷却性能和滞留效果。利用压力容器底部布置的温度测点获取试验参数，并通过实验装置整体可以有效验证冷却通道的冷却效果，具体方案如下：一种严重事故下堆内滞留篮实验装置，包括收集水箱，其内部设有压力容器下封头，压力容器下封头顶部支撑有滞留篮，滞留篮顶部设有用于盛装铝热剂的坩埚，坩埚底部设有端塞；压力容器下封头与滞留篮之间形成冷却通道，冷却通道连接注水箱；滞留篮内部设有电加热器，压力容器下封头和滞留篮底部设置若干温度测点。
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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：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：CN116598028B
公开(公告)日：2024-01-19
申请号：CN202211501568.2
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C17/035 , G21C9/004
Abstract: 本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，采用密闭的安全壳结构，包括：反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。
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公开(公告)号：CN116013559B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202310080509.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用纳米流体预混注射系统，涉及核工程安全技术领域，解决了现有纳米流体预混注射系统混合效果差、易损坏的问题，提高了混合效果及装置的使用寿命，具体方案如下：包括储气罐以及箱体，所述储气罐内装有保护气体，所述箱体内部分为上部用于盛放纳米颗粒的加料腔室和下部用于盛放冷却剂的混合腔室，两腔室之间设有可开合的加料机构，混合腔室的底部设有用于辅助混合的混合机构，所述加料腔室通过设有第一阀门的第一气体注入管线与储气罐连接，所述箱体的顶部设有卸压阀，箱体的底部设有纳米流体排出管线，纳米流体排出管线上设有第二阀门。
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