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公开(公告)号：CN106247050B
公开(公告)日：2018-11-09
申请号：CN201610807678.X
申请日：2016-09-05
Applicant: 宁波天生密封件有限公司 , 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明公开一种正常余热排出热交换器用密封环，包括：密封环和焊接于所述密封环内表面的筋条，所述密封环为内部中空的圆环状结构，所述密封环内部填充有与其形状相匹配的弹簧；所述筋条为内部中空的长条状结构，所述筋条内部填充有与其形状相匹配的弹簧。采用本发明的正常余热排出热交换器用密封环，能够使正常余热排出热交换器管侧法兰密封性能更好，清洁度更高。
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公开(公告)号：CN115371469B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202211127714.X
申请日：2022-09-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 周全 , 刘畅 , 矫明 , 张伟 , 应秉斌 , 唐力晨 , 巢孟科 , 张锴 , 景益 , 林绍萱 , 贺寅彪 , 邵长磊 , 李晨 , 门启明 , 张星亮 , 黄俊 , 姚彦贵 , 尤岩 , 张毅成 , 李经怀 , 杨星
Abstract: 本公开提供了一种缓解蒸汽发生器传热管磨损的系统和方法，属于蒸汽发生器技术领域，包括壳体、内套筒、传热管束和初级分离器，所述内套筒、传热管束和初级分离器均位于壳体内部；所述壳体和内套筒之间形成下降通道，所述下降通道的入口出设置有阻力元器件。通过对蒸汽发生器二次侧结构进行优化改进，服了蒸汽发生器传热管束由于流场不均或流速过快导致传热管束发生流致振动磨损，在不影响换热效率的基础上，有效避免了传热管束破裂事故的发生。
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公开(公告)号：CN111312414B
公开(公告)日：2022-05-31
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/017 , G21D1/02
Abstract: 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的疲劳评价方法，包括以下步骤：S1，通过配置数据模块获取各测点的布置和评价部位信息，并通过实时数据模块监测获取电厂的温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能参数数据；S2，将温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能的参数数据输入到传递函数计算模块，通过计算函数计算得到各疲劳点的应力分量时程；S3,将S2中的各应力分量时程输送到常规疲劳计算模块和EAF疲劳计算模块进行疲劳统计计算。本发明通过获取电厂的各项参数数据，进行常规疲劳计算以及环境疲劳计算，并在计算时进行弹塑性修正，获取准确的疲劳损伤因子，实现电厂疲劳监测以及寿命评估。
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公开(公告)号：CN110968633A
公开(公告)日：2020-04-07
申请号：CN201911221087.4
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂运维关键数据请求和处理系统，包括系统架构，所述系统架构支持B/S架构和C/S架构，其中数据通信接口基于数据源接口系统的API，适用于在数据源发生变化时通过更新API函数，其中系统硬件通过网络设备接入核电厂局域网，其中局域网内的办公电脑、工作站均以客户端访问系统，所述系统架构仅包含若干服务器，所述其中服务器适用于接入任意局域网后经网络配置后即可用，所述系统架构内设置有数据采集、数据预处理和数据存储。本发明系统不与电厂DCS直接接口，不影响生产网络安全，通过电厂局域网内数据源获取数据，在电厂局域网故障缺失数据时，通过系统的数据补录模块离线的补录数据。
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公开(公告)号：CN110930055A
公开(公告)日：2020-03-27
申请号：CN201911222077.2
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F30/20 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种含缺陷管道破损安全期的评估系统及方法。所述系统包括：计算程序，用于管道缺陷扩展分析计算以及含缺陷管道的最终评估等；系统数据库，用于保存运行参数、裂纹初始缺陷尺寸、关注管道部位的历史载荷谱、管部件几何参数、材料属性等数据；系统硬件，用于支撑上述计算程序和数据库的运行。本系统对核电厂管道缺陷危害潜在风险较大的管道回路进行跟踪监测，以获得含缺陷管道的承载状态，用于分析评估管道回路可安全运行的期限，同时可以完成时限老化分析评估(TLAA)；此外针对核电厂安全壳内含缺陷的高能管道，还可进行破裂排除的分析评估。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107462102A
公开(公告)日：2017-12-12
申请号：CN201710828454.1
申请日：2017-09-14
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: F28F9/013
CPC classification number: F28F9/0132 , F28F2275/06 , F28F2275/20
Abstract: 本发明公开了一种C形管束热交换器支撑条的固定结构，包括支撑件、连接组件和支撑条；所述连接组件的一侧固定在所述支撑件上，所述连接组件的另一侧设有连接板，所述支撑条的端部穿设在所述连接组件中，并通过紧固件与所述连接板固定连接。本发明的固定结构采用连接板通过螺栓(螺柱)连接，将支撑条固定，避免了支撑条与支撑件直接焊接，解决了支撑条焊缝受力过大及焊接变形等问题，同时有利于设备制造安装。
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公开(公告)号：CN103954512B
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201410221596.8
申请日：2014-05-23
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 华东理工大学
IPC: G01N3/28
Abstract: 本发明提供一种低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置及方法，该装置包括容纳有低温液体介质的保温容器，试样浸泡在低温液体介质中且具有水平朝向的裂纹嘴；与试样相连且分别位于裂纹嘴两侧的上、下夹具，它们分别与拉伸试验机的上、下活塞相连；以及位移变送机构，其包括彼此平行且相对滑动的两竖直导轨，每个竖直导轨的两端分别设有上、下刀片，两竖直导轨的上刀片相对设置以形成与引伸计相连的上刀口，两竖直导轨的下刀片相对设置以形成与裂纹嘴相连的下刀口，从而将试样的加载线位移传递给位于低温液体介质液面之上的引伸计，以便对加载线位移进行准确测量，同时避免了引伸计与低温液态介质直接接触而使其容易损坏，结构简单可靠，方便安装操作。
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公开(公告)号：CN103954512A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410221596.8
申请日：2014-05-23
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 华东理工大学
IPC: G01N3/28
Abstract: 本发明提供一种低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置及方法，该装置包括容纳有低温液体介质的保温容器，试样浸泡在低温液体介质中且具有水平朝向的裂纹嘴；与试样相连且分别位于裂纹嘴两侧的上、下夹具，它们分别与拉伸试验机的上、下活塞相连；以及位移变送机构，其包括彼此平行且相对滑动的两竖直导轨，每个竖直导轨的两端分别设有上、下刀片，两竖直导轨的上刀片相对设置以形成与引伸计相连的上刀口，两竖直导轨的下刀片相对设置以形成与裂纹嘴相连的下刀口，从而将试样的加载线位移传递给位于低温液体介质液面之上的引伸计，以便对加载线位移进行准确测量，同时避免了引伸计与低温液态介质直接接触而使其容易损坏，结构简单可靠，方便安装操作。
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公开(公告)号：CN116959759A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310709542.5
申请日：2023-06-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 景益 , 林绍萱 , 贺寅彪 , 陈宇清 , 丁宗华 , 张伟 , 张翟 , 廖家麒 , 严锦泉 , 张明 , 刘刚 , 刘润发 , 艾卫江 , 黄磊 , 陈武 , 薛国宏
Abstract: 本发明涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种高安全低流阻反应堆本体结构及反应堆系统。高安全低流阻反应堆本体结构，包括：反应堆压力容器和设置在所述反应堆压力容器内的堆内构件；所述反应堆压力容器包括底封头，所述底封头具有弧形内壁；所述堆内构件包括堆芯支承下板，所述堆芯设置在所述堆芯支承下板上，所述堆芯支承下板位于所述弧形内壁球心的下侧，所述堆芯支承下板外缘设置有导流角；所述堆芯支承下板设置有贯穿孔，所述贯穿孔为台阶孔，包括上侧的顶孔和下侧的底孔，所述底孔的直径小于所述顶孔的直径。本发明解决了淹没堆芯时间长不利于堆芯热量导出而带来的安全性问题，解决了反应堆功率增大需增大反应堆本体结构流量而引起阻力大问题。
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公开(公告)号：CN113628770B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202110948335.6
申请日：2021-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂检测技术领域，具体公开了一种核电厂压力温度限值实时监测系统，包括运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据处理模块以及数据输出模块，所述数据处理模块与运行限制曲线绘制模块、数据采集模块、数据输出模块相互连接；所述运行限制曲线绘制模块绘制反应堆冷却剂运行限值曲线图，通过数据采集模块采集温度与压力数据，数据处理模块将温度与压力数据在运行限值曲线图中显示出来，最后通过数据输出模块输出数据，为后续脆性断裂分析计算提供技术支持；本发明能够在发生超限瞬态时根据运行年限快速初步判断反应堆冷却剂压力边界是否可接受，并自动生成超限瞬态压力温度时程数据为后续脆性断裂分析计算提供技术支持。
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