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公开(公告)号：CN107965619A
公开(公告)日：2018-04-27
申请号：CN201810045616.9
申请日：2018-01-17
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
CPC classification number: F16L3/2056 , F16L3/18
Abstract: 本发明的目的在于提供一种核电站的弹簧支架，其包括托盘和管道支座；其中所述托盘设置在所述弹簧支架的上部，所述托盘与所述管道支座底盘之间能够相对滑动，所述弹簧支架经配置承受竖直方向的载荷。本发明提供的核电站的弹簧支架，该设计可以确保弹簧支架主要承受竖直方向的载荷，避免由于管道水平位移对弹簧支架产生不利影响，提高弹簧支架的稳定性和可靠性。
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公开(公告)号：CN107680703A
公开(公告)日：2018-02-09
申请号：CN201711091792.8
申请日：2017-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电站放射性废液系统的脱气子系统，其包括：脱气塔的抽真空设备；所述脱气塔的抽真空设备为气体喷射泵。本发明提供的核电站放射性废液系统的脱气子系统，采用气体喷射泵作为脱气塔的抽真空设备，气体喷射泵具有非能动特性，提高了系统运行可靠性和稳定性。
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公开(公告)号：CN105841946A
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201610297300.X
申请日：2016-05-06
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G01M13/00
CPC classification number: G01M13/00
Abstract: 本发明提供一种核电站的反应堆冷却剂泵断轴监测系统，其包括转速传感器和比较分析模块。本发明提供的核电站的反应堆冷却剂泵断轴监测系统，与传统核电站中采用低流量判断泵断轴的方法不同，采用转速传感器测量轴的上端和下端的转速信号，并将两个信号引入比较分析模块，通过比较轴的上端和下端信号判断轴是否断裂，并发出断轴报警，从而提醒操纵员关注机组的运行状态，以便做出正确的判断，为运行提供支持。
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公开(公告)号：CN105469841A
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201610003563.5
申请日：2016-01-04
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种浮动核电站的设备冷却水系统包括：凝汽器；凝结水泵；主换热器；主换热器出口管线；冷却水泵；冷却水泵入口管线；冷却水泵出口管线；主换热器入口管线；旁路换热器；波动水箱。本发明提供的浮动核电站的设备冷却水系统，将设备冷却水的热量传递给凝结水系统或海水，无需厂用水系统支持。既简化了系统，提高系统运行的经济性，同时利用海水为最终热阱，保证设备冷却水系统的长期运行，具有简单和可靠的优点。
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公开(公告)号：CN105070329A
公开(公告)日：2015-11-18
申请号：CN201510548746.0
申请日：2015-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种核电站二次侧非能动余热排出系统，包括蒸汽发生器、应急补水箱，所述蒸汽发生器的出口通过主蒸汽管线经应急补水箱进口隔离阀连接到应急补水箱的一端，所述应急补水箱的另一端通过应急补水管线经应急补水箱出口隔离阀、应急补水箱出口止回阀连接蒸汽发生器的入口，所述主蒸汽管线还经蒸汽释放阀连接到蒸汽释放管线，所述应急补水管线还经给水止回阀、给水隔离阀连接到给水管线。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104538069A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201410652799.2
申请日：2014-11-17
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/032 , G21C17/035
CPC classification number: G21C17/001 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其包括连通的第一水箱和第一管道系统，第一管道系统连接在第一水箱的第一出口和所述第一入口之间，第一水箱的第二出口通过阀门与第二水箱和第二管道系统相连通。第一管道系统包括水平设置的第一管道，其上设置有至少一个液位计。本发明能够模拟核电站反应堆冷却剂系统半管运行时其中液体液位的变化，开展液位试验，通过液位计获取液位，尤其是临界液位的信息。本发明配置了泵、阀门、液位计、温度仪表、含气率测量装置和数据采集系统，保证试验系统的正常运行和数据测量和记录；本发明结构简单，操作方便且可以重复试验，从而能方便地开展对核电站反应堆冷却剂系统半管运行的研究。
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公开(公告)号：CN119633603A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411760789.0
申请日：2024-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种再生累积核素电除盐膜堆试验方法及系统，试验方法包括步骤1、对待处理EDI膜堆进行核素测量；步骤2、向待处理EDI膜堆内持续通入再生药剂并实时监测待处理EDI膜堆中放射性核素含量，直至待处理EDI膜堆中的放射性核素含量满足要求，然后记录通入的再生药剂的量以及各类核素浓度变化数据；步骤3、对已满足初步再生监测要求的待处理EDI膜堆内通入超纯水精再生直至能谱仪采集的数据符合标准后得到完成再生的EDI膜堆。上述再生累积核素电除盐膜堆试验方法，通过向待处理EDI膜堆依次通入再生药剂和超纯水，并进行监测，由此可以实时监测EDI膜堆再生运行状况，并可以根据试验进度调整再生药剂含量。
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公开(公告)号：CN119092159A
公开(公告)日：2024-12-06
申请号：CN202411202653.8
申请日：2024-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种可减少热冲击的稳压器辅助喷雾系统及稳压方法，涉及核电站稳压器技术领域，包括辅助喷雾管道，所述辅助喷雾管道包括连接管段和加热管段，所述连接管段一端与供水系统连接，所述连接管段的另一端由外向内穿过稳压器外壳后与稳压器内部的加热管段底端连接，所述加热管段顶端由内向外穿过稳压器外壳后与喷雾头连接，辅助喷雾管道中的流体在稳压器加热后喷出；本发明将辅助喷雾管道先经过稳压器加热再与喷雾头连通，利用稳压器内流体固有热量对辅助喷雾流进行加热，可以在有效补充主喷雾系统降压作用的基础上，减少了对喷雾管道、稳压器喷雾管嘴、稳压器筒体带来了的热冲击，有效降低了对设备的疲劳影响，提高了设备的可靠性。
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公开(公告)号：CN118920527A
公开(公告)日：2024-11-08
申请号：CN202410981797.1
申请日：2024-07-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电站制氢调峰系统，包括发电流路、第一分支流路和第二分支流路，发电流路一端连接核电机组，另一端连接电网；第一分支流路一端连接发电流路，第一分支流路上设有电解制氢设备和储氢罐；第二分支流路一端连接发电流路，第二分支流路上设有储能设备；其中，储能设备与电解制氢设备之间设有辅助供电流路，辅助供电流路上设有释能设备，释能设备用于发电并供至电解制氢设备。上述核电站制氢调峰系统，核电机组与储能技术相关联，一方面可以在输出功率波动最小的情况下，实现并网功能灵活调控；另一方面可以将多余的电能以其他形式储存起来，实现能量利用最大化。
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公开(公告)号：CN118583909A
公开(公告)日：2024-09-03
申请号：CN202410687881.2
申请日：2024-05-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种金属软管集成高温试验系统及方法，试验系统包括试验管路、应变片组以及测量组件，试验管路上设有动力机构和加热机构，加热机构设于动力机构的下游，加热机构的下游安装有实验软管，动力机构用于提供试验管路内试验介质的压力，加热机构用于将试验介质加热至目标温度；应变片组包括至少一个应变片单元，应变片单元沿实验软管轴向和/或周向外壁设置；测量组件沿试验管路设置，用于监测实验软管运行状态及性能变化。上述金属软管集成高温试验系统，可以提供试验所需温度、压力以及流量的试验介质，解决了在不同温度、压力、流量的工况下测量金属软管流阻、热位移以及密封性能的问题。
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