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公开(公告)号：CN113113160B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110360733.6
申请日：2021-04-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电污染过滤领域，特别涉及一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统，包括：泄漏收集装置，所述泄漏收集腔罩设在安全壳顶部的闸门上，形成泄漏收集腔；抽气单元，包括抽气管路，所述抽气管路的一端连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于将所述泄漏收集腔中的气体抽出；注水单元，其一端通过管路连接有水箱，另一端通过管路连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于向所述泄漏收集腔中注入液体；本发明相比于现有技术，避免了正常运行期间设备闸门长期浸泡在水中的腐蚀和密封老化，以及设备闸门打开时的不便，大大缩短换料的时间，同时提高了设备运行的可靠性，提升运行安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN113091030B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110366868.3
申请日：2021-04-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电供热系统领域，具体为一种核电和火电耦合供汽系统，采用核电汽轮机抽汽作为给水的第一级加热，蒸汽发生器的主蒸汽作为第二级加热，产生低温蒸汽，第二级加热后的高温水引入热网加热器，将热网回水加热后送回热网供热，从火电汽轮机中抽取高温蒸汽，与第二级加热后的低温蒸汽在混合母管中混合后产生中温的过热蒸汽，供用户使用；本发明相比于现有技术，采用火电的高温蒸汽提升核电低温蒸汽的品质，提供工业用汽，充分利用核电的热量，同时减少火电的抽汽量，对区域性碳减排有重要贡献。
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公开(公告)号：CN118168387A
公开(公告)日：2024-06-11
申请号：CN202410492682.6
申请日：2024-04-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F28D15/04
Abstract: 本申请提供了一种热管中吸液芯的安装方法和热管，热管包括管体和吸液芯，管体具有第一容纳腔，吸液芯设置在第一容纳腔内，安装方法包括：提供紧固件，紧固件的材料包括记忆合金，紧固件为镂空结构，紧固件的外径等于或大于吸液芯的内径，记忆合金包括具有超弹性的记忆合金或具有形状记忆效应的记忆合金；压缩紧固件，以使紧固件的外径小于吸液芯的内径；将压缩后的紧固件放入吸液芯中的第二容纳腔内；以及使压缩后的紧固件恢复至与吸液芯的内壁接触，以支撑吸液芯，其中，吸液芯由细丝编制成的网状结构卷制而成，网状结构大于400目且等于或小于600目。本申请的该安装方法和热管能够使吸液芯与热管的内壁紧密贴合，从而提高热管的热传输效率。
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公开(公告)号：CN118109742A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410478143.7
申请日：2024-04-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C22C33/04 , C22C38/42 , C22C38/44 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/54 , C22C38/00 , C22C38/58 , C22B9/18 , C21D6/00
Abstract: 本申请提供了一种奥氏体不锈钢的制造方法、奥氏体不锈钢和奥氏体不锈钢在核反应堆结构材料中的应用，该奥氏体不锈钢的制造方法包括：电渣重熔冶炼，以得到电渣锭；对电渣锭进行锻造处理，以得到板材预制坯，在锻造处理过程中，电渣锭的主变形方向锻造比为4~6，非主变形方向锻造比为2~4；清理板材预制坯；对清理后的板材预制坯进行轧制处理，以得到板坯；以及对板坯进行热处理，热处理包括固溶热处理和时效热处理。本申请的奥氏体不锈钢的制造方法所制造的奥氏体不锈钢具有均匀细化的晶粒，且奥氏体不锈钢中的晶粒在长时间暴露于高温环境中仍保持均匀细化。
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公开(公告)号：CN117090650A
公开(公告)日：2023-11-21
申请号：CN202310905263.6
申请日：2023-07-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电机组温排水余热利用系统，包括温排水降温排放模块、蒸汽发电模块和冷海水冷却模块；所述温排水降温排放模块用于温排水的降温排放；所述蒸汽发电模块用于蒸汽发电；所述冷海水冷却模块用于蒸汽发电模块蒸汽的冷凝；所述温排水降温排放模块与蒸汽发电模块在发电回路蒸发器处发生热耦合；所述蒸汽发电模块和冷海水冷却模块在发电回路冷凝器处发生热耦合。本发明中通过在核电机组二回路循环水系统出口增设闭式循环发电回路，利用循环水泵将出口高温水泵入蒸发器中将闭式循环发电回路的工质加热成蒸汽，进入汽轮机做功发电，排汽在冷凝器中被低温海水冷却后，通过工质循环泵完成循环，实现了余热利用，提高了发电经济性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN117028719A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202310862404.0
申请日：2023-07-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F16L55/027
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用节流孔板及系统，涉及核电厂高温高压技术领域，包括孔板以及对接在孔板两侧的套节，孔板内侧设置密封环，密封环凸出孔板两侧且外周面设置为密封斜面，套节对接处的内壁面设置为内斜面，内斜面与密封斜面配合，以在流体介质通过时，内斜面与密封斜面之间通过内压作用实现密封，套节一端用于与管道固定连接；结合小型集成模块化堆设计需求，设计了一种结构尺寸小、密封性能强、运维频率低且操作便捷的金属硬密封节流孔板，该节流孔板能够在高温、高压以及高弯矩载荷下长期运行仍可保证其密封性能。此外，该节流孔板使用的螺栓数量少、方便拆装，降低了维护成本。
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公开(公告)号：CN115631875A
公开(公告)日：2023-01-20
申请号：CN202211332866.3
申请日：2022-10-28
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请提供一种碎片迁移模拟装置及方法，用于模拟固体碎片在流体回路中随流体迁移的特性，该装置包括：流体供应单元、碎片投送单元、障碍模拟单元、碎片沉降单元及数据采集单元。本发明对压水堆核电厂严重事故工况下安全壳内碎片的流动迁移进行模拟研究，深入研究碎片的流动迁移规律，得到碎片在不同驱动力、不同颗粒参数、不同流动路径等条件下的沉降、翻转、翻越障碍物、悬浮等迁移特性，形成碎片迁移行为数据库。碎片迁移行为研究为先进压水堆中碎片下游系统设计及改进提供技术依据，提升压水堆核电厂过滤系统设计的安全性。
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公开(公告)号：CN115376710A
公开(公告)日：2022-11-22
申请号：CN202211137180.9
申请日：2022-09-19
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C9/012
Abstract: 本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法，包括：气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元；气体供应单元包括多个级联的承压容器，每个承压容器的顶端与排气管线连通，排气管线末端设有喷嘴；测量单元包括传感器和处理器，传感器安装在承压容器内和排气管线上；夹具单元夹持待测材料；可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录；碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片；研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响，解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。
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公开(公告)号：CN115188511A
公开(公告)日：2022-10-14
申请号：CN202210841122.8
申请日：2022-07-18
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本申请提供一种碎片迁移模拟装置及方法，用于模拟固体碎片在流体回路中随流体迁移的特性，该装置包括：流体供应单元、碎片投送单元、障碍模拟单元、碎片沉降单元及数据采集单元。本发明对压水堆核电厂严重事故工况下安全壳内碎片的流动迁移进行模拟研究，深入研究碎片的流动迁移规律，得到碎片在不同驱动力、不同颗粒参数、不同流动路径等条件下的沉降、翻转、翻越障碍物、悬浮等迁移特性，形成碎片迁移行为数据库。碎片迁移行为研究为先进压水堆中碎片下游系统设计及改进提供技术依据，提升压水堆核电厂过滤系统设计的安全性。
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公开(公告)号：CN110911021B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN201911235354.3
申请日：2019-12-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/00 , G21C17/017
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核工艺管道泄漏率探测装置功能验证试验回路系统，包括提供高能管内部流体介质的回路单元及模拟泄漏管道状态的模拟管道单元，与现有技术相比，可轻松自如的切换不同方位的管道泄漏位置，从而验证探测装置相对管道泄漏缺陷的不同位置的有效探测能力；还可模拟泄漏管道真实管道尺寸、材料以及管壁温度，特别是模拟核电厂主蒸汽管尺寸与材料等的回路装置尚未有公开信息，这样就能更好的反映泄漏流体相对管道的流动状况、管材表面的对泄漏流体的吸附作用与热量交换，实现对管道压力边界外泄漏探测装置全面的、充分的验证，保证其可靠性与有效性，实现本发明的目的。
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