-
公开(公告)号：CN103378767A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127034.8
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: H02N11/00
Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周，以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部；第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端；第二散热端内设置第二冷端电极，第二吸热端内设置第二热端电极；第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热，可为氢气点火器持续供电，也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。
-
公开(公告)号：CN103377729A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127332.7
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域，具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。解决大型压水堆核电站事故后堆芯余热长期完全非能动余热排出问题。堆芯完全非能动冷却装置。屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部，同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土中间通道，双层的钢制混凝土顶部构成水箱。不仅扩大了水箱的容积，承载了可以延长72小时后、15天-40天余热排出所需要的1500吨至12000吨冷却水，实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出；而且实现了屏蔽厂房与水箱的一体化设计，有利于屏蔽厂房的模块化施工建造。
-
公开(公告)号：CN103375862A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127020.6
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02A30/274
Abstract: 本发明涉及核电站专设安全系统领域，特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置，左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通，并由乏燃料池余热驱动左制冷装置与右制冷装置，并由乏燃料池余热驱动吸附式制冷装置，从而产生四种工作模式，运行时，从左制冷装置输出冷量模式开始，然后回质过程、回热过程、接着右制冷装置输出冷量模式、再是回质过程，吸附床冷却过程、最后回到开始的左制冷装置输出冷量模式，如此循环进行，能有效控制主控室内温度，确保主控室工作人员的工作效率，具有非能动、安全、可靠性高的特点。
-
公开(公告)号：CN103174912A
公开(公告)日：2013-06-26
申请号：CN201310011984.9
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种核电厂设备和管道用复合型保温层，该保温层通过若干独立的保温块搭接而成；当核电厂设备或管道外壁温度高于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填内保温层、支撑层一、包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三和外保温层；当核电厂设备或管道外壁温度低于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三、外保温层。本发明能够在满足保温需求的基础上，减少人员受到的辐照剂量，满足“合理可行尽量低”的设计原则。
-
公开(公告)号：CN119626597A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202311184945.9
申请日：2023-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 卢洪早 , 王明弹 , 景益 , 史国宝 , 葛鸿辉 , 施伟 , 顾申杰 , 陈煜 , 王勇 , 颜岩 , 廖承奎 , 刘鑫 , 王煦嘉 , 田林 , 林绍萱 , 王伟
IPC: G21C15/18 , G21C15/243 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核蒸汽供应系统，其中的热段主管道的两端分别连接反应堆压力容器和蒸汽发生器，主泵立式地连接蒸汽发生器，冷段主管道的两端分别连接压力容器和主泵，热段主管道设有第一液位取压口和第二液位取压口，第一液位取压口位于热段主管道的底部，第二液位取压口靠近蒸汽发生器并位于热段主管道的顶部，反应堆冷却剂系统还包括稳压器和波动管，波动管的一端连接至其中一根热段主管道，波动管的另一端连接至稳压器的底部。所述非能动核蒸汽供应系统可容许堆芯额定功率显著提高。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114921042A
公开(公告)日：2022-08-19
申请号：CN202210587128.7
申请日：2022-05-27
Applicant: 陕西特种橡胶制品有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司 , 中昊晨光化工研究院有限公司
Inventor： 冯洪福 , 李娜 , 孙超超 , 丁宗华 , 邢华艳 , 刘晓强 , 陈煜 , 朱宇平 , 张廷健 , 廖家麒 , 刘波 , 陈立义 , 余金龙 , 李荣博 , 刘润发 , 石秀强 , 苏有学
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用耐高温全氟醚橡胶功能材料及制备方法，属于功能材料技术领域。该核电厂用耐高温全氟醚橡胶功能材料包括以下重量份的原料：全氟醚橡胶100份，氧化锌3～5份，碳纳米管0.05份，N990炭黑10～15份，矽丽粉5～10份，防老剂40201.5份，硫化剂1～2.5份，TAIC 0.3～0.8份，ZrV2O715～20份。本发明还包括该功能材料的制备方法。本发明的核电厂用耐高温全氟醚橡胶功能材料具有耐高温、抵御辐照、抵御腐蚀的特性，能够保障核岛装备6年正常运行及核岛事故时保持稳定密封状态，保证核岛装备密封部位的可靠密封。
-
公开(公告)号：CN109102912A
公开(公告)日：2018-12-28
申请号：CN201811248103.4
申请日：2018-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 一种用于数据中心的模块化电力装置，它包括1+N个核能发电系统模块、辅助系统模块组和控制系统模块，核能发电系统模块分别与辅助系统模块组和控制系统模块相连接，核能发电系统模块的输出端与数据中心相连接，核能发电系统模块设置于地面以下；包括1+N个核能发电系统模块，其中，N个核能发电系统模块的发电量可满足数据中心的用电量，实现数据中心全年不间断供电；核能发电系统模块功率小，体积小，采用非能动设计，可完全置于地下并淹没于地下模块存放水池间中并通过余热导出装置实现非能动余热排出，采用整堆芯和一体化堆顶组件的换料方式，显著地缩短了换料时间，可以显著地提高对飞机撞击、恐怖袭击、飓风、地震等外部事件的抵御能力。
-
公开(公告)号：CN103174912B
公开(公告)日：2015-08-26
申请号：CN201310011984.9
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种核电厂设备和管道用复合型保温层，该保温层通过若干独立的保温块搭接而成；当核电厂设备或管道外壁温度高于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填内保温层、支撑层一、包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三和外保温层；当核电厂设备或管道外壁温度低于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三、外保温层。本发明能够在满足保温需求的基础上，减少人员受到的辐照剂量，满足“合理可行尽量低”的设计原则。
-
公开(公告)号：CN103377734A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127378.9
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳。所述的安全壳位于地下；其在安全壳的竖直段以及穹顶的外壁周围布置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的出口均连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管的出口连通包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口，该组冷凝端热管的底部出口连通一路下降连接管的入口，该路下降连接管的出口连通一组蒸发端热管的入口。本发明为安全壳提供分离式热阱，使安全壳具备有最终热阱的功能，对于预应力混凝土安全壳，可以使原本不具备最终热阱的安全壳，具备一定的最终热阱能力；对于有最终热阱能力的钢制安全壳，也可以通过分离式热阱增加冷却能力。
-
公开(公告)号：CN103377728A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127319.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备，非能动驱动，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
54
records
(took 0.06 seconds)
