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[发明专利]一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统-CN202310721891.9在审
发明人：郭宁;黄高峰;史国宝;郑明光;严锦泉;张琨;何元雷;曹克美;王佳赟;芦苇;付廷造;姜清尘;张梦威;金頔;瞿凡;刘展 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-06-16 - 公布日： 2023-10-27 - 主分类号： G06F30/23 文献下载
摘要：本公开提供了一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统，涉及氢气风险仿真技术领域，方法包括针对严重事故序列，获取反应堆严重事故数据，进行严重事故进程分析，获取三维分析所需的产氢源项参数；根据安全壳实际空间尺寸建立三维分析模型，设置节点关键参数，对节点进行建模以及网格划分，将安全壳划分为多个隔间区域；采用超实时仿真并假设严重事故发生，利用三维分析模型，分析安全壳各个隔间区域的氢气浓度，根据判断准则，确定各个区域该氢气浓度下所处的风险程度，并在三维仿真画面中实时显示，预测核电厂安全壳内氢气风险。本公开能够计算出安全壳每个隔间不同区域的氢气浓度，有效的对氢气风险进行预测。
一种反应堆严重事故安全氢气风险仿真方法系统

[发明专利]一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统-CN202310723093.X在审
发明人：瞿凡;付廷造;曹克美;史国宝;郑明光;严锦泉;黄高峰;王佳赟;张琨;芦苇 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-06-16 - 公布日： 2023-10-27 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域，方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。
一种核电厂严重事故安全直接加热评估方法系统

[发明专利]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-CN202310732010.3在审
发明人：黄高峰;张琨;曹克美;史国宝;郑明光;严锦泉;王佳赟;芦苇;金頔;付廷造 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-06-19 - 公布日： 2023-10-13 - 主分类号： G16C20/10 文献下载
摘要：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。
一种氢气扩散火焰作用贯穿结构安全性评估方法系统

[实用新型]电控手柄及作业机械-CN202321008030.8有效
发明人： 史国宝;伍荣伟;刘晓 -专利权人：上海三一重机股份有限公司
申请日： 2023-04-27 - 公布日： 2023-10-03 - 主分类号： G05G1/10 文献下载
摘要：本实用新型涉及工程机械技术领域，提供一种电控手柄及作业机械，电控手柄包括手柄杆、固定壳体、角度检测装置、手柄力调节组件、控制器和电流调节模块，手柄杆与固定壳体转动连接，固定壳体内设有与手柄杆接触的推杆；角度检测装置检测手柄杆的转动角度；手柄力调节组件包括线圈、位于线圈内的动铁芯和与线圈相对固定并位于动铁芯上方的定铁芯，动铁芯与推杆连接；控制器与角度检测装置通信连接，控制器根据角度检测装置的检测信号向线圈输出电流、使定铁芯施加给动铁芯向上的吸附力；电流调节模块调节控制器线圈输出的电流值。无需更换不同刚度的弹簧或更换不同长度的手柄杆，即可满足不同操作人员对手柄力的要求，可提高电控手柄的通用性。
手柄作业机械

[发明专利]一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法-CN202211501568.2在审
发明人：王佳赟;田林;芦苇;史国宝;黄高峰;张琨;张梦威;付廷造;金頔;王征远 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2022-11-28 - 公布日： 2023-08-15 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：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。
一体化核反应堆严重事故预防缓解系统及其控制方法

[实用新型]核电厂主控室降噪减振墙体结构-CN202320137629.5有效
发明人： 史国宝;卢洪早;严锦泉;丁振坤;褚濛;葛鸿辉;施伟;方立凯 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-01-17 - 公布日： 2023-07-25 - 主分类号： E04H5/00 文献下载
摘要：本申请提供一种核电厂主控室降噪减振墙体结构，减振墙体结构，包括：第一轴墙，其位于所述主控室的一侧；第一跨墙，其设置于第一轴墙远离主控室一侧；其中，从核岛引出的主蒸汽管道穿过第一轴墙和第一跨墙，且主蒸汽管道支撑于第一跨墙上。本申请的核电厂主控室降噪减振墙体结构，将主蒸汽管道内由于流体运行产生的振动转移传递至主控室以外区域的第一跨墙，隔断了振动传递至主控室的传播路径，从而可以大幅降低主控室噪声，极大改善主控室声学环境，为主控室工作人员提供较好的声学工作环境。
核电厂主控室降噪减振墙体结构

[发明专利]一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法-CN202211474968.9在审
发明人：郑明光;史国宝;张琨;严锦泉;曹克美;田林;郭宁;付廷造;童旋 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2022-11-23 - 公布日： 2023-07-18 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，属于核反应堆冷却系统技术领域，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，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，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置方法

[发明专利]非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统-CN202310378064.4在审
发明人：胡跃华;严锦泉;许以全;仇永萍;李肇华;詹文辉;胡军涛;张彬彬;史国宝 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-04-07 - 公布日： 2023-06-30 - 主分类号： G06F30/18 文献下载
摘要：本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，包括以下步骤：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。
能动核电厂滤网失效 psa 模型方法系统

[发明专利]一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统-CN202211632241.9在审
发明人：苗富足;曹克美;史国宝;芦苇;郑明光;王佳赟;张琨;黄高峰;张梦威;童旋;金頔 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2022-12-19 - 公布日： 2023-06-23 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：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。
一种核电厂内堆芯熔融迁移分析方法系统

[发明专利]一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统-CN202310088710.3在审
发明人：芦苇;曹克美;史国宝;王佳赟;张琨;郑明光;张梦威;付廷造;童旋;王征远 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-01-29 - 公布日： 2023-06-23 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：本发明提出了一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，包括以下步骤：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布；本发明的对熔融池金属顶部换热效果开展定量化分析，进一步支撑IVR缓解策略的有效性。
一种核电厂严重事故熔融物换热计算方法系统

[发明专利]核电厂主控室降噪减振墙体结构和减振方法-CN202310079566.7在审
发明人： 史国宝;卢洪早;严锦泉;丁振坤;褚濛;葛鸿辉;施伟;方立凯 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-01-17 - 公布日： 2023-05-23 - 主分类号： E04H5/00 文献下载
摘要：本申请提供一种核电厂主控室降噪减振墙体结构和减振方法，减振墙体结构，包括：第一轴墙，其位于所述主控室的一侧；第一跨墙，其设置于第一轴墙远离主控室一侧；其中，从核岛引出的主蒸汽管道穿过第一轴墙和第一跨墙，且主蒸汽管道支撑于第一跨墙上。本申请的核电厂主控室降噪减振墙体结构和减振方法，将主蒸汽管道内由于流体运行产生的振动转移传递至主控室以外区域的第一跨墙，隔断了振动传递至主控室的传播路径，从而可以大幅降低主控室噪声，极大改善主控室声学环境，为主控室工作人员提供较好的声学工作环境。
核电厂主控室降噪减振墙体结构方法

[发明专利]用于反应堆压力容器外壁面的汽泡清扫搅混装置及方法-CN202310079866.5在审
发明人：张琨;曹克美;郭宁;付廷造;黄高峰;田林;史国宝;童旋;金頔 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-01-29 - 公布日： 2023-05-09 - 主分类号： B08B9/087 文献下载
摘要：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。
用于反应堆压力容器外壁汽泡清扫搅混装置方法

[发明专利]基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法及系统-CN202310089974.0在审
发明人：严锦泉;史国宝;金頔;苗富足;郭宁;张琨;芦苇;郑明光;王征远;田林;童旋 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-01-29 - 公布日： 2023-05-05 - 主分类号： G06F30/28 文献下载
摘要：本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中，熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变，综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响，提高了对压力容器完整性判断的准确性，及时发现压力容器的损坏情况，避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率，从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
基于熔融喷射压力容器完整性分析方法系统

[发明专利]一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统-CN202211465778.0在审
发明人：付廷造;王佳赟;黄高峰;张琨;郭宁;史国宝;张梦威;童旋;王征远 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2022-11-22 - 公布日： 2023-04-04 - 主分类号： G21D3/06 文献下载
摘要：本发明提出了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统，该方法包括：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；确定堆腔初始条件和边界条件；基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。本发明提供了一种方便、快捷、精确的分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间的方法，分析结果可更好地支持IVR可信度的评估，进一步提高核电安全性。
一种能动压水堆核电厂淹没分析方法系统

[发明专利]一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法-CN202211497484.6在审
发明人：郑明光;严锦泉;史国宝;夏利明;王国栋;黄镜宇;夏栓;梅其良;王岳;张迪;牛婷婷;黄思洋;黄若涛;陈卓;李东祚;蔡龙霆;陈军;向绪中;张培来;汪方文 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2022-11-25 - 公布日： 2023-04-04 - 主分类号： G21C15/26 文献下载
摘要：本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，包括：钢安全壳；多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口；本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。
一种能动核电厂安全冷却系统及其工作方法

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