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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：CN119851981A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202510338673.6
申请日：2025-03-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种重水慢化熔盐堆，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的重水慢化熔盐堆包括反应堆容器和堆芯，反应堆容器具有熔盐进口和熔盐出口，所述熔盐进口和所述熔盐出口均位于所述反应堆容器的下部；堆芯位于所述反应堆容器内，所述堆芯包括熔盐通道和重水容纳空间，所述重水容纳空间包裹所述熔盐通道且填充重水，所述熔盐通道连接在所述熔盐进口和所述熔盐出口之间。本申请采用液态重水替代固体石墨作为慢化剂，一方面满足熔盐堆的慢化要求，另一方面也可解决固体慢化材料辐照肿胀及定期更换的问题，提高核电厂的本质安全性。
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公开(公告)号：CN119064258B
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202411571477.5
申请日：2024-11-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 北京大学
Abstract: 一种用于预测铝材料耐中子辐照性能的试验方法，属于耐辐照材料领域：提供铝材料样品和目标试验区域的离位损伤剂量目标，根据离位损伤剂量目标计算得到嬗变产生的元素原子浓度；注入固态元素离子模拟固体嬗变损伤，注入气态元素离子模拟气体嬗变损伤，注入重离子并使重离子穿过目标试验区域以模拟离位损伤；切取目标试验区域截面样品进行纳米硬度测试和微观辐照损伤统计，根据统计结果预测铝材料在同等中子辐照下的损伤行为。该方法无需采用中子源，能够对离位损伤、固体嬗变损伤、气体嬗变损伤及其协同效应进行准确模拟，提高铝材料耐中子辐照性能的预测准确性。
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公开(公告)号：CN119049741A
公开(公告)日：2024-11-29
申请号：CN202411189992.7
申请日：2024-08-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种钠冷快堆燃料棒及反应堆堆芯。该钠冷快堆燃料棒包括外包壳和内包壳，均为管状结构，内包壳设置在外包壳内；下端塞和上端塞，分别与外包壳和内包壳的底部及顶部结构密封配合，以使外包壳和内包壳之间形成一个环形密闭空腔；燃料芯块，设置在环形密闭空腔内；在外包壳表面上形成吸液芯结构，以提供从下端塞侧向上端塞侧的冷却流道，钠冷却剂经过冷却流道以冷却外包壳表面。本发明能够有效降低燃料棒表面温度，充分利用吸液芯的非能动特性，事故工况下能够保障燃料棒的热量导出，提高反应堆堆芯的安全性。
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公开(公告)号：CN118936171A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202411113219.2
申请日：2024-08-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投科技孵化有限公司
IPC: F28D15/02
Abstract: 本发明提供了一种热管微堆用换热器，涉及核反应堆冷却技术领域。本发明的热管微堆用换热器包括换热器壳体和设置在换热器壳体内的外套管，外套管的内部插入有热管，且外套管的内部设有第一凸起，该第一凸起的内直径与热管的外径相匹配，既可支撑热管，也可在外套管和热管间形成介质流道，介质通过该流道与热管换热，提高换热效率，且介质在流道内沿轴向流动换热，可以有效避免管束振动，确保热管安全。同时，冷介质进入换热器壳体后先接触外套管，可以避免冷介质直接冲击热管，防止热管温度迅速降低失效，提高热管可靠性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113113161B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110368638.0
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领域，特别涉及一种核能供汽系统，包括：核能反应堆冷却剂管路；换热装置，核能反应堆冷却剂从核能反应堆中流出，经管路进入所述换热装置的供热侧后，通过管路返回核能反应堆；待加热给水，所述待加热给水经过给水管路流入所述换热装置的受热侧后转变为低温蒸汽，所述低温蒸汽经过低温蒸汽管道后被分为两路，其中一路低温蒸汽流经一加热装置后被加热为高温蒸汽并流出系统，另一路低温蒸汽流经一发电装置后流出系统；所述发电装置与所述加热装置电性连接，所述发电装置用于向所述加热装置供电；本发明相比现有技术，从核能独立供汽供暖的角度出发，采用电热转换提升蒸汽品质，废热进一步利用，对碳减排有重要贡献。
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公开(公告)号：CN118109742B
公开(公告)日：2024-07-05
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：CN118184196A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410592473.9
申请日：2024-05-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C04B14/32
Abstract: 本申请提供了一种导热填料的制备方法、导热填料和导热材料，该制备方法包括步骤：在多孔材料表面涂覆核材和金属化合物的水解产物；对涂覆有核材和金属化合物水解产物的多孔材料进行第一热处理，以制备导热填料前驱体，导热填料前驱体包括多孔材料、核材和金属化合物水解产物；从导热填料前驱体中的多孔材料上剥离核材和金属化合物水解产物，以获得导热填料，内核包括核材，外壳包括金属化合物水解产物，导热填料的表面具有羟基基团，导热填料具有枝状结构。本申请的导热填料具有枝状结构，能够通过彼此搭接而构建出高效的导热路径。导热填料表面具有较高的活性，可以避免导热填料在基质中团聚，羟基基团可键合到耐高温基质上。
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公开(公告)号：CN116045336B
公开(公告)日：2024-06-07
申请号：CN202310089102.4
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种基于热疏水回收喷雾冷却的核电厂抽汽供热系统，包括核岛系统、常规岛系统和热网首站系统，常规岛系统中设置水‑水换热器和喷雾冷却泵，水‑水换热器利用热网换热器产生的冷凝疏水加热来自凝汽器的凝结水，加热后的凝结水经过低压加热器加热进入除氧器，降温后的冷凝疏水进入凝汽器；喷雾冷却泵将部分降温后的冷凝疏水泵送到凝汽器水室内上部空间内雾化，实现对凝汽器中凝结水的降温；本发明通过设置的水‑水换热器和喷雾冷却泵，降低进入凝汽器的热回水温度后，采用喷雾冷却的方式对凝汽器进行冷却，可以有效控制凝汽器温升，并最大限度回收热回水焓，保证发电出力最大，消除冬季凝汽器过冷现象，提升机组热效率。
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公开(公告)号：CN115376710B
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202211137180.9
申请日：2022-09-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
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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