원래 이름 기록: 上海核工程研究设计院股份有限公司

本发明提供一种用于重水堆密封塞的拆装装置，包括底座和拆装机构；底座一端安装于桁架机械手，底座上设有旋转轴，旋转轴一端与底座转动配合，以驱动拆装机构抓取目标密封塞或者驱动拆装机构拆装目标密封塞；拆装机构包括外筒、定位筒以及至少两个卡接机构，外筒用于与目标密封塞轴向定位，定位筒与外筒同轴向布置且设于外筒内侧，至少两个卡接机构沿定位筒外周向布置；卡接机构包括第一驱动件和与第一驱动件转动配合的卡爪，卡爪被配置为能够在第一驱动件驱动下朝向定位筒中轴线收缩以释放目标密封塞或者背离定位筒中轴线方向延伸并卡接至目标密封塞内腔的卡接凸起处以抓取目标密封塞。

本申请涉及一种三维管道模型的转换方法、系统及计算机可读介质，该转换方法包括：解析三维管道模型得到管件信息，根据管件信息采用图结构构建管件拓扑连接关系，管件信息包括管线编号；根据管件拓扑连接关系将管件合并为管道组件；根据管道组件和管件拓扑连接关系构建管线树形结构；从预设的热工水力工况表格中获得管线编号对应的管件工况参数；根据管线树形结构和管件工况参数生成热工水力分析模型；以及根据热工水力分析模型计算管段的水力载荷，生成热工水力分析计算文件。本申请可以自动将三维管道模型转换为热工水力分析计算文件，提高了模型转换的效率和精度，提高了工况安全分析的可靠性。

本发明提供一种反应堆压力容器数字孪生模型构建方法及系统，数字孪生模型构建方法包括如下步骤：S、获取反应堆压力容器的设计参数以及运行数据；S、根据获取的设计参数和运行数据，构建反应堆压力容器的物理模型和数学模型，将数学模型与物理模型结合形成机理模型，通过机理模型进行分析，验证并确保分析结果的准确性；S、将机理模型与实时运行数据相结合，构建反应堆压力容器的数字孪生模型；S、验证数字孪生模型的准确性，并根据验证结果对数字孪生模型进行优化调整，完成数字孪生模型的构建。本发明提高了数字孪生模型的准确性和预测能力，优化了反应堆压力容器的设计和运行，提高了安全性和经济性。

本申请提供了一种基于CFD仿真软件的多时间步可视化分析系统，涉及计算流体动力学技术领域。基于CFD仿真软件的多时间步可视化分析系统包括用户交互模块、计算管理模块、时间步控制模块和计算联动模块，通过各模块的协同工作，支持用户在任意时间步介入仿真过程，修改参数并继续计算，避免重复整个仿真流程，提高仿真计算效率。

本申请提供了一种堆芯冷却剂流量的失效概率计算方法、系统和可读介质，涉及反应堆技术领域。失效概率计算方法包括：获取堆芯中至少部分真实燃料板的制造标准差数据；获取至少部分真实燃料板对应的平均值数据；根据制造标准差数据和平均值数据按照正态分布随机生成多块模拟燃料板的模拟制造数据；根据每个模拟燃料组件对应的所有模拟制造数据计算得到模拟燃料组件的模拟流量值，并根据所有模拟流量值确定分布类型和至少一个目标标准差；获取流量验收限值和真实燃料组件的最小流量值，并根据分布类型、最小流量值、流量验收限值和至少一个目标标准差计算得到至少一个目标标准差对应的失效概率值。

一种板式燃料组件流量分配测量装置及方法，属于核电模拟试验领域。板式燃料组件流量分配测量装置，包括试验件、试验流道和测速探针，其中测速探针包括探针本体、定位组件和传感器组件，探针本体上设置有位于末端的全压孔和位于侧壁的静压孔，传感器组件中的全压传感器与静压传感器分别测量其压力，并将数据输出至流速采集装置计算得到流速数据；定位组件包括轴向限位部，用于抵接在燃料板试验件的边缘以对测速探针探入板间流道的深度进行限位。该装置能够对燃料组件板间流速进行准确测量，进而计算得到流量分配数据，为研究板式燃料组件流量分配特性提供数据支持。

本发明提供一种核电厂污染物识别及处理系统及方法，系统包括集水口，集水口开口位于地面以收集地表的液体，下端延伸至地下并分支形成第一支流和第二支流，第一支流用于与排水管连通，第二支流连接废液收集机构，第二支流的入口处设有第一控制阀；集水口周向设置有至少一条测量流路，测量流路一端连通集水口，另一端延伸至目标潜在污染区，测量流路沿其流向上设置至少一组监测单元，监测单元用于监测流经测量流路的液体水质参数。上述系统，能够提前感知流至集水口的液体的水质参数，实现污染的早期识别，避免受污染的液体外排，降低环境风险。

一种抑制局部放电的CHF试验用格架绝缘处理方法，属于核电模拟试验领域。该方法对用于CHF试验的试验格架进行表面处理，并包括以下步骤：测量加热管与试验格架重叠部分的最大电阻作为加热管轴向特征电阻；分别测量同一试验格架中刚凸、弹簧、搅混翼与加热管之间的电阻，以其中最小值作为加热管‑格架电阻；对加热管‑格架电阻与加热管轴向特征电阻之比小于给定阈值的试验格架表面进行氧化绝缘处理。该方法能够有效改善试验格架的绝缘性能，降低CHF试验过程中电流击穿和试验格架异常发热的风险。

一种核电厂地震后的长期安全管理方法，属于核电领域。该方法包括以下步骤：建立地震响应行动矩阵，矩阵中的元素包括实测损伤等级和相对于设计水平的实测等级两个维度；基于地震PSA分析，对每个元素进行地震响应行动等级赋值，并提供对应的长期响应措施列表；在地震发生后，对地震后果与地震响应行动矩阵中的元素进行匹配，并执行对应的响应措施。该方法能够有效提高核电厂应对地震灾害的响应效率，优化决策合理性，提高核电厂在应对地震灾害时的安全性与经济性。

一种基于地震PSA的核电厂地震后安全管理方法，属于核电领域。该方法包括以下步骤：基于地震PSA模型，识别与地震事故相关的SSC；基于对堆芯损伤频率的贡献，获得地震风险重要SSC清单；根据瞬态始发事件树中的成功路径和所涉及的故障树，获得正常停堆设备清单，并进一步获得安全停堆设备清单；地震发生后，当自动停堆信号未被触发，且单点失效设备清单和/或地震风险重要SSC清单中的设备功能受损时，检查正常停堆设备和安全停堆设备，当其中至少一组设备功能正常时执行停堆，否则保持反应堆运行直至正常停堆设备或安全停堆设备修复再执行停堆。该方法能够有效提高核电厂地震灾后的安全管理效果，改善核电厂地震后的安全性。

本发明涉及建筑施工技术领域，尤其涉及一种带柱钢结构组合模块吊装对中装置及方法。对中装置包括多个钢柱、多个钢梁以及多个临时斜撑；所述钢梁的一端与钢柱形成固定梁柱节点，同一钢梁的另一端与另一钢柱形成可调梁柱节点；所述临时斜撑的一端与钢柱固定连接，临时斜撑的另一端与固定钢梁连接时为固定连接，与可调钢梁连接时为活动连接，其中，所述固定钢梁为与同一钢柱形成所述固定梁柱节点的钢梁，所述可调钢梁为与同一钢柱形成可调梁柱节点的钢梁。通过本发明能够在不改变主体结构的前提下，通过可调节梁柱节点与可拆装临时斜撑的协同作用，实现吊装后多柱位置的快速、精准调整，提高对中效率与质量。

本发明公开了一种用于耐水树试验的导体温度调控装置和调控方法，属于水树试验技术领域，包括模拟和试验电缆回路，二者均浸没于试验介质中，模拟电缆回路上设有温度测量装置；大电流发生器，通过电流加热电缆回路；电流互感器，用于反馈电缆回路的电流数据；电源调节保护系统，采集温度和电流数据，并上传至数字式温度控制柜；数字式温度控制柜，接收电源调节保护系统传来的数据，并进行逻辑运算，输出控制信号；感应式调压器，接收输出信号，并根据输出信号调节输出电压，给大电流发生器供能。本发明基于大电流循环加热试验设备实现试验试管内电缆导体的温度调控，解决了耐水树试验中无法对试样电缆同时实现导体温度控制和施加外部电压的问题。