CN113792500B - 一种铅铋堆系统热耦合计算方法 - Google Patents

一种铅铋堆系统热耦合计算方法 Download PDF

Info

Publication number
CN113792500B
CN113792500B CN202111043295.7A CN202111043295A CN113792500B CN 113792500 B CN113792500 B CN 113792500B CN 202111043295 A CN202111043295 A CN 202111043295A CN 113792500 B CN113792500 B CN 113792500B
Authority
CN
China
Prior art keywords
calculation
stack
target
calculated
heat exchange
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202111043295.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113792500A (zh
Inventor
陈康
汤春桃
林千
钱雅兰
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN202111043295.7A priority Critical patent/CN113792500B/zh
Publication of CN113792500A publication Critical patent/CN113792500A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113792500B publication Critical patent/CN113792500B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20Design optimisation, verification or simulation
    • G06F30/28Design optimisation, verification or simulation using fluid dynamics, e.g. using Navier-Stokes equations or computational fluid dynamics [CFD]
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F17/00Digital computing or data processing equipment or methods, specially adapted for specific functions
    • G06F17/10Complex mathematical operations
    • G06F17/18Complex mathematical operations for evaluating statistical data, e.g. average values, frequency distributions, probability functions, regression analysis
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2113/00Details relating to the application field
    • G06F2113/08Fluids
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/08Thermal analysis or thermal optimisation
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/14Force analysis or force optimisation, e.g. static or dynamic forces
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Pure & Applied Mathematics (AREA)
  • Data Mining & Analysis (AREA)
  • Mathematical Analysis (AREA)
  • Mathematical Optimization (AREA)
  • Mathematical Physics (AREA)
  • Computational Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Algebra (AREA)
  • Computing Systems (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Bioinformatics & Cheminformatics (AREA)
  • Bioinformatics & Computational Biology (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • Evolutionary Biology (AREA)
  • Operations Research (AREA)
  • Probability & Statistics with Applications (AREA)
  • Databases & Information Systems (AREA)
  • Software Systems (AREA)
  • Management, Administration, Business Operations System, And Electronic Commerce (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于核反应堆安全分析领域,具体公开了一种铅铋堆系统热耦合计算方法,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算。本发明提出的计算方法考虑了靶区和堆区之间的实时热量传递,对于事故工况的描述更精细;基于本计算方法开发的软件可用于研究事故工况下加速器驱动的次临界铅铋堆系统靶、堆之间的热耦合特性及其对整个系统安全性的影响,为系统的设计及优化提供参考;兼顾局部细节描述与整体计算效率,既能有效描述边界处热量传递对整个系统的影响,又不至于计算效率过低(如全系统三维建模),有利于设计方案的快速迭代;整个软件系统可具有完备的自主知识产权。

Description

一种铅铋堆系统热耦合计算方法
技术领域
本发明涉及核反应堆安全分析领域,具体为一种铅铋堆系统热耦合计算方法。
背景技术
铅铋堆是四代堆六种候选堆型之一,具有良好的发展前途。当前,人们对铅铋堆的研究可分为两类:一类是侧重供能供电的临界堆,另一类是侧重乏燃料嬗变的次临界堆,本发明主要针对次临界铅铋堆。
次临界铅铋堆需依靠外源中子来维持裂变反应,外源中子一般由加速器轰击散裂靶产生。次临界铅铋堆作为包层围绕在散裂靶外侧,两者之间有结构边界,结构边界之间设有间隙,并填充氦气进行隔热。铅铋堆和散裂靶内部均产生高功率热源,热量由各自独立的冷却系统带走。
当前,对次临界铅铋堆进行热工水力分析时,一般将靶区和堆区耦合边界当作绝热处理,进而用专用软件分别对靶系统或堆系统进行单独分析,而很少考虑靶区和堆区之间的热量传递。在正常运行工况下,由于散裂靶和反应堆之间温差较小,且有间隙隔热,这种绝热假设是合理的。然而,在进行靶堆耦合事故分析时,由于两者之间温差增加,绝热假设不够保守。例如:散裂靶失流事故,靶系统冷却剂流量降低,温度升高,热量向反应堆传递,增加堆系统的安全威胁。
发明内容
本发明的目的在于提供一种铅铋堆系统热耦合计算方法,以解决上述背景技术中提出的问题。
为实现上述目的,本发明提供如下技术方案:一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算,具体计算步骤如下:
S1、稳态计算:
S11、各参数初始化;
S12、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值设为0),调用堆系统计算单元开展稳态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S13、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值设为0),调用靶系统计算单元开展稳态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S14、将上述计算的靶区和堆区入口温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展稳态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S15、判断本次计算的换热量与上次计算的换热量的相对差值是否满足收敛条件,若不满足,则将此次计算的换热量作为输入条件,重复上述计算;若满足,则结束计算;
S2、瞬态计算:
S21、进行稳态计算,得到稳态工况下的各参数分布;
S22、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间的换热量,调用堆系统计算单元开展第一个时间步的瞬态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S23、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间的换热量,调用靶系统计算单元开展第一个时间步的瞬态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S24、将上述计算的本时间步的靶区和堆区入口温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展瞬态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S25、判断是否已达到计算总时长,若未达到,则将此次计算的流量、温度分布以及换热量作为初值条件,重复上述计算;若达到,则结束计算。
进一步的,步骤S12中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加靶区和堆区间的换热量。
进一步的,步骤S13中,计算靶系统的温度场和流量分布时,源项中增加靶区和堆区间的换热量。
进一步的,步骤S14中,计算靶区和堆区之间的换热量时,靶-堆局部耦合模型入口边界条件采用堆系统和靶系统的计算结果。
进一步的,步骤S22中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加上一时间步计算的靶区和堆区间的换热量。
进一步的,步骤S23中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加上一时间步计算的靶区和堆区间的换热量。
进一步的,步骤S24中,计算靶区和堆区之间的换热量时,靶-堆局部耦合模型入口边界条件采用堆系统和靶系统本时间步的计算结果。
与现有技术相比,本发明的有益效果是:
1、本发明提出的计算方法考虑了靶区和堆区之间的实时热量传递,对于事故工况的描述更加精细;基于本计算方法开发的软件可用于研究事故工况下加速器驱动的次临界铅铋堆系统靶、堆之间的热耦合特性及其对整个系统安全性的影响,为系统的设计及优化提供参考。
2、本发明提出的计算方法兼顾局部细节描述与整体计算效率,既能有效描述边界处热量传递对整个系统的影响,又不至于计算效率过低(如全系统三维建模),有利于设计方案的快速迭代。
3、本发明所提方法的具体实现均可绕开商用计算程序,整个软件系统可具有完备的自主知识产权。
附图说明
图1为本发明的整体流程示意图(左侧为稳态计算流程,右侧为瞬态计算流程);
图2为本发明的具体实施软件架构图;
图3为外源驱动次临界铅铋堆系统。
图中:1、靶冷却系统;2、堆冷却系统;3、堆芯与靶头耦合区域。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图,对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。
请参阅图1,本发明提供一种技术方案:一种铅铋堆系统热耦合计算方法,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算,具体计算步骤如下:
S1、稳态计算:
S11、各参数初始化;
S12、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值设为0),调用堆系统计算单元开展稳态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S13、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值设为0),调用靶系统计算单元开展稳态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S14、将上述计算的靶区和堆区入口边界条件温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展稳态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S15、判断本次计算的换热量与上次计算的换热量的相对差值是否满足收敛条件,若不满足,则将此次计算的换热量作为输入条件,重复上述计算;若满足,则结束计算;
S2、瞬态计算:
S21、进行稳态计算,得到稳态工况下的各参数分布;
S22、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值为稳态计算值),调用堆系统计算单元开展一个时间步的瞬态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S23、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间换热量(初始值为稳态计算值),调用靶系统计算单元开展一个时间步的瞬态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S24、将上述计算的本时间步的靶区和堆区入口温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展瞬态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S25、判断是否已达到计算总时长,若未达到,则将此次计算的流量、温度分布以及换热量作为初值条件,重复上述计算;若达到,则结束计算。
实施例1:代码级内耦合实施。如图2所示,与本发明的算法配合的软件主要由材料模块、设备模块、输入模块、初始化模块、计算模块、输出模块等组成;其中计算模块是核心,计算模块又分为堆芯系统计算单元、散裂靶系统计算单元和靶堆边界计算单元。
各模块组成及功能如下:
材料模块:定义了计算所需各类材料(如液态铅铋)的基本物性、水力学关系式以及传热关系式等;建模时可被调用。
设备模块:定义了靶系统和堆系统中关键设备的数学物理模型;建模时可被调用。
输入模块:定义了输入卡关键词以及关键参数,用于以输入卡形式输入各项参数。
初始化模块:定义了各设备各参数的初始值,用于稳态计算前的参数初始化。
计算模块:定义了整体的计算流程,具体又包含堆系统计算单元、散裂靶系统计算单元和靶-堆边界计算单元三个单元;其中:
堆系统计算单元:包含了堆系统稳态、瞬态计算流程;给定靶区净流入的热量(负值表示热量流出)后,可计算堆系统各部件的流量、温度分布,采用自己编写的系统程序;
散裂靶系统计算单元:包含了散裂靶系统稳态、瞬态计算流程;给定堆区净流入的热量(负值表示热量流出)后,可计算靶系统各部件的流量、温度分布,采用自己编写的系统程序;
靶-堆边界计算单元:通过建立靶-堆交界面附近的三维模型,调用三维流体力学计算软件进行靶-堆热工耦合计算;在给出堆区和靶区的入口边界条件后,可计算靶区、堆区之间的换热量。
输出模块:定义了计算后关键参数的储存格式以及数据展示方式,用于计算后的数据可视化。
实施例2:不同软件间外耦合实施。如图3所示,是一个次临界铅铋堆系统,外源由束流轰击液态铅铋靶产生,铅铋堆和铅铋靶有各自独立的冷却回路(靶冷却系统1和堆冷却系统2)。对其堆芯与靶头耦合区域3进行热耦合分析的步骤如下:
步骤一:利用系统程序对堆系统、靶系统分别进行稳态计算,得到系统内部的流量和温度场,给出堆芯进出口和靶头进出口的温度和流量。
步骤二:以上述系统程序计算的堆、靶进出口温度、流量为边界条件,用CFD软件计算详细的靶-堆耦合模型,得到靶-堆稳态工况下的换热量。
步骤三:将CFD软件中计算的换热量以附加源项的形式加载到系统程序中,重复步骤一的计算;反复计算,直到两次外迭代的换热量相对差值满足收敛标准。
步骤四:将稳态计算的结果作为初始值,利用系统程序分别对堆系统、靶系统开展第一个时间步的瞬态计算,得到第一个时间末的流量和温度场,给出堆、靶进出口温度和流量,同时,用CFD软件开展第一个时间步的瞬态计算,得到第一个时间末的靶-堆换热量。
步骤五:根据步骤四计算的进出口边界条件和换热量,进行第二个时间步的计算;依此类推,直到计算总时间步满足要求,得到堆系统和靶系统流量和温度的动态曲线。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例,对于本领域的普通技术人员而言,可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型,本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。

Claims (7)

1.一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于,包括稳态计算和瞬态计算,稳态计算结果是瞬态计算的初值条件,瞬态计算前需先进行稳态计算,具体计算步骤如下:
S1、稳态计算:
S11、各参数初始化;
S12、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量,初始值设为0,调用堆系统计算单元开展稳态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S13、根据上一迭代步计算的靶区和堆区之间换热量,初始值设为0,调用靶系统计算单元开展稳态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S14、将上述计算的靶区和堆区入口温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展稳态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S15、判断本次计算的换热量与上次计算的换热量的相对差值是否满足收敛条件,若不满足,则将此次计算的换热量作为输入条件,重复上述计算;若满足,则结束计算;
S2、瞬态计算:
S21、进行稳态计算,得到稳态工况下的各参数分布;
S22、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间的换热量,调用堆系统计算单元开展第一个时间步的瞬态计算,得到堆系统的温度场和流量分布;
S23、根据上一时间步计算的靶区和堆区之间的换热量,调用靶系统计算单元开展第一个时间步的瞬态计算,得到靶系统的温度场和流量分布;
S24、将上述计算的本时间步的靶区和堆区入口温度、流量作为边界条件,调用靶-堆边界计算单元开展瞬态计算,得到靶区和堆区之间的换热量;
S25、判断是否已达到计算总时长,若未达到,则将此次计算的流量、温度分布以及换热量作为初值条件,重复上述计算;若达到,则结束计算。
2.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S12中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加靶区和堆区间的换热量。
3.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S13中,计算靶系统的温度场和流量分布时,源项中增加靶区和堆区间的换热量。
4.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S14中,计算靶区和堆区之间的换热量时,靶-堆局部耦合模型入口边界条件采用堆系统和靶系统的计算结果。
5.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S22中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加上一时间步计算的靶区和堆区间的换热量。
6.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S23中,计算堆系统的温度场和流量分布时,源项中增加上一时间步计算的靶区和堆区间的换热量。
7.根据权利要求1所述的一种铅铋堆系统热耦合计算方法,其特征在于:步骤S24中,计算靶区和堆区之间的换热量时,靶-堆局部耦合模型入口边界条件采用堆系统和靶系统本时间步的计算结果。
CN202111043295.7A 2021-09-07 2021-09-07 一种铅铋堆系统热耦合计算方法 Active CN113792500B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111043295.7A CN113792500B (zh) 2021-09-07 2021-09-07 一种铅铋堆系统热耦合计算方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111043295.7A CN113792500B (zh) 2021-09-07 2021-09-07 一种铅铋堆系统热耦合计算方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113792500A CN113792500A (zh) 2021-12-14
CN113792500B true CN113792500B (zh) 2023-08-04

Family

ID=78879709

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111043295.7A Active CN113792500B (zh) 2021-09-07 2021-09-07 一种铅铋堆系统热耦合计算方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113792500B (zh)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109712724A (zh) * 2018-12-29 2019-05-03 中国原子能科学研究院 一种双堆芯零功率装置
CN110532586A (zh) * 2019-07-08 2019-12-03 华北电力大学 一种钠冷快堆容器的分区解耦建模及总体耦合计算方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016134285A1 (en) * 2015-02-19 2016-08-25 Novus Energy Technologies, Inc. Large footprint, high power density thermoelectric modules for high temperature applications

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109712724A (zh) * 2018-12-29 2019-05-03 中国原子能科学研究院 一种双堆芯零功率装置
CN110532586A (zh) * 2019-07-08 2019-12-03 华北电力大学 一种钠冷快堆容器的分区解耦建模及总体耦合计算方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN113792500A (zh) 2021-12-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Wei et al. Transient thermal-hydraulic evaluation of lead-bismuth fast reactor by coupling sub-channel and system analysis codes
CN113792500B (zh) 一种铅铋堆系统热耦合计算方法
Bo et al. Review of recent research on heat pipe cooled reactor
CN110569613B (zh) 一种应用于聚变堆包层精确工程设计的方法
Liu et al. Three-dimensional thermal-hydraulic characteristics analysis of plate-type fuel reactor core based on OpenFOAM
Ma et al. Neutronic and thermal-mechanical coupling schemes for heat pipe-cooled reactor designs
Gu et al. Verification of a HC-PK-CFD coupled program based a benchmark on beam trip transients for XADS reactor
Huimin et al. Modelica Modeling and Simulation for a Micro Gas-Cooled Reactor
CN113076682A (zh) 一种基于多物理场框架的堆芯物理-热工耦合模拟方法
Shen et al. Development and Application of a Real-Time Visualization and Simulation Platform Based on the Generic Platform Interface ICoCo and the Qt Framework
Feng et al. Development of a multi-physics coupling system based on ICoCo interface and its validation on NEA-OECD core transient benchmark
Khan et al. Development and verification of numerical study to calculate focal points of temperature in helium cooled ceramic blanket (HCCB) system in CFETR
Ziabletsev et al. Development of pressurized water reactor integrated safety analysis methodology using multilevel coupling algorithm
Froio Multi-scale thermal-hydraulic modelling for the Primary Heat Transfer System of a tokamak
Dong et al. The development of nuclear reactor three-dimensional neutronic thermal–hydraulic coupling code: CorTAF-2.0
Zhao et al. Research and analysis of the thermal and control characteristics of the plate-type fuel assembly for the supercritical CO2 reactor
Xue et al. Fuel cladding integrity analysis during beam trip transients for China lead-based demonstration reactor
Xiong et al. Realistic performance assessment of FeCrAl-UN/U3Si2 accident tolerant fuel under loss-of-coolant accident scenario
Li et al. Internal Coupling Between Neutronics and Thermal-Hydraulics With RMC/CTF and Validation Using VERA Benchmarks
Tano et al. Progress in Thermal-Hydraulics Modeling of the Molten Salt Fast Reactor
Xu et al. Optimization of forced circulation to natural circulation transition characteristics of IPWR
Zhuang et al. Study on the NPP general operation strategy design method based on MBSE
Deng et al. Conceptual Multi-Physic Coupling Simulation on Transient Operations Of a He-Xe Cooled Mobile Nuclear Power Plant
CN116484764A (zh) 一种钠冷快堆多维度耦合计算方法
Zhang et al. An Innovative Hybrid Loop-Pool SFR Design and Safety Analysis Methods: Today and Tomorrow

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
CB02 Change of applicant information
CB02 Change of applicant information

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Applicant after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Applicant before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

GR01 Patent grant
GR01 Patent grant