公开(公告)号：CN113029848B

公开(公告)日：2022-11-25

申请号：CN202110235036.8

申请日：2021-03-03

Applicant: 上海交通大学 ,  上海核工程研究设计院有限公司

Inventor： 杨小杰 ,  胡珀 ,  潘新新 ,  王浩宇 ,  徐进 ,  胡真 ,  刘洁 ,  吴辉平 ,  李东祚 ,  刘冰 ,  刘佳

IPC: G01N5/00 ,  G01K7/02 ,  G01F1/58 ,  G01L19/00

Abstract: 本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。

公开(公告)号：CN113421660A

公开(公告)日：2021-09-21

申请号：CN202110604239.X

申请日：2021-05-31

Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司

Inventor： 夏栓 ,  王炜波 ,  向文娟 ,  吴辉平 ,  李东祚 ,  刘冰 ,  刘佳 ,  刘洁 ,  杨小杰 ,  徐进 ,  武心壮 ,  邱健

IPC: G21C9/012

Abstract: 本发明涉及核电厂蒸汽自卸压系统技术领域，具体地说是非能动设计的一种核电厂新型自动卸压系统及方法，包括稳压器、ADS隔离阀、喷射器、位于安全壳内的高位水箱、鼓泡器、低位水箱、ADS排放管道以及吸水管道；稳压器的出口端采用ADS排放管道依次连接ADS隔离阀、喷射器的一个进水口、鼓泡器；鼓泡器位于高位水箱内，低位水箱采用吸水管道连接喷射器的另一个进水口。本发明与现有技术相比，可以有效地利用蒸汽喷射时释放的能量，使原先直接排放至高位水箱内的能量被有效地利用，同时将原先低位水箱内用不到的水源抽至高位水箱，高位水箱的尺寸也可以减小，从而最大化地利用安全壳内部的布置空间，最终提升核电厂的安全性和经济性。

公开(公告)号：CN113029848A

公开(公告)日：2021-06-25

申请号：CN202110235036.8

申请日：2021-03-03

Applicant: 上海交通大学 ,  上海核工程研究设计院有限公司

Inventor： 杨小杰 ,  胡珀 ,  潘新新 ,  王浩宇 ,  徐进 ,  胡真 ,  刘洁 ,  吴辉平 ,  李东祚 ,  刘冰 ,  刘佳

IPC: G01N5/00 ,  G01K7/02 ,  G01F1/58 ,  G01L19/00

Abstract: 本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。

公开(公告)号：CN113777016A

公开(公告)日：2021-12-10

申请号：CN202110949502.9

申请日：2021-08-18

Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司

Inventor： 潘新新 ,  费立凯 ,  宋春景 ,  赵维 ,  徐进 ,  苑皓伟 ,  施伟 ,  李慧慧 ,  周彬 ,  张鹏

IPC: G01N17/00 ,  G01B21/30 ,  G01N13/00 ,  G01N25/18

Abstract: 本发明公开了一种安全壳外涂层冲刷试验系统，所述安全壳外涂层冲刷试验系统包括水箱、冲刷板、布水器和泵，水箱具有进水口和出水口，冲刷板用于将涂层试验样件安装到其上，布水器用于将水分布到冲刷板以对安装在冲刷板上的涂层试验样件进行冲刷，泵连接在水箱的出水口和布水器之间，用于将水箱内水泵送到布水器。本发明的安全壳外涂层冲刷试验系统，能够模拟安全壳的环境条件，对安全壳外涂层进行冲刷试验，以对冲刷后的安全壳外涂层进行表面形貌、表面润湿特性和导热性能的分析，为核反应堆的设计、安全评审和核电厂运行提供支持，而且，由于无需在实际运行的核反应堆上进行且无需人工目视检测，因此精度高，评估准确，实施简单可靠。

公开(公告)号：CN216487332U

公开(公告)日：2022-05-10

申请号：CN202121201368.6

申请日：2021-05-31

Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司

Inventor： 夏栓 ,  王炜波 ,  向文娟 ,  吴辉平 ,  李东祚 ,  刘冰 ,  刘佳 ,  刘洁 ,  杨小杰 ,  徐进 ,  武心壮 ,  邱健

IPC: G21C9/012

Abstract: 本实用新型涉及核电厂蒸汽自卸压系统技术领域，具体地说是非能动设计的一种核电厂新型自动卸压系统，包括稳压器、ADS隔离阀、喷射器、位于安全壳内的高位水箱、鼓泡器、低位水箱、ADS排放管道以及吸水管道；稳压器的出口端采用ADS排放管道依次连接ADS隔离阀、喷射器的一个进水口、鼓泡器；鼓泡器位于高位水箱内，低位水箱采用吸水管道连接喷射器的另一个进水口。本实用新型与现有技术相比，可以有效地利用蒸汽喷射时释放的能量，使原先直接排放至高位水箱内的能量被有效地利用，同时将原先低位水箱内用不到的水源抽至高位水箱，高位水箱的尺寸也可以减小，从而最大化地利用安全壳内部的布置空间，最终提升核电厂的安全性和经济性。