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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：CN118230993A
公开(公告)日：2024-06-21
申请号：CN202410356969.6
申请日：2024-03-27
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/14 , G21C15/16 , G21C17/017
Abstract: 本发明提供一种反应堆冷却剂循环管道及状态监测方法，反应堆冷却剂循环管道包括管体，管体包括相连的顶部输送段和底部输送段，底部输送段上设有循环泵，顶部输送段位于池顶，底部输送段位于池内；顶部输送段顶部设有分离部，分离部包括集气腔，用于分离及收集管体内冷却剂中的不凝性气体。本发明反应堆冷却剂循环管道，在管体的顶部输送段设置分离部，可以对冷却剂中的不凝性气体进行分离和收集，减少冷却剂在管体内受到的阻力，同时可以减少循环泵入口进入的不凝性气体的量，提高循环泵的运行稳定性。
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公开(公告)号：CN113744899B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110613923.4
申请日：2021-06-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电领域，特别涉及一种核反应堆的启动加热系统，用于向核反应堆的罩壳内的冷却剂进行加热，其特征在于，包括热量输入装置，其用于将高温热介质通过加热管路输送至所述堆芯处，以使所述反应堆冷却剂升温；所述堆芯和所述热量输入装置之间还连接有回水管路，低温热介质通过所述回水管路流回至所述热量输入装置；所述加热管路位于所述堆芯处的一端的位置高于所述回水管路位于堆芯处的一端；热交换器，设置在所述罩壳内，并通过管路与外部回路相连，以将热量导出至外部回路；本发明相比于现有技术，能够满足全自然循环核反应堆达到临界前冷却剂的升温需求，并保证一定的自然循环，保障反应堆启动安全。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118116629A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410115996.4
申请日：2024-01-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/032
Abstract: 本发明提供了一种确定核反应堆自然循环流量的方法和系统，方法包括检测一回路在压力容器上的进口温度和出口温度、一回路压力，以及启动加热系统注入的质量流量；建立计算自然循环流量的第一方程；根据进口温度、出口温度、一回路压力以及启动加热系统注入的质量流量计算启动加热注入流的热功率；根据启动加热注入流的热功率等于一二回路换热组件的换热功率建立第二方程；联立第一方程和第二方程并求出自然循环流量。本申请提供的方法和系统能够间接测量和计算启动加热稳态工况下堆内自然循环流量，有效监测堆内自然循环流量的情况，从而确认自然循环流量满足安全限值的要求。
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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：CN117987691A
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202410404601.2
申请日：2024-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种耐磨耐腐蚀镍基合金，按重量比计该合金的成分包括35.0%‑40.0%的Cr，2.5%‑4.0%的Al，0.02%‑0.2%的Ce和0.04%‑0.2%的Mg，余量为Ni及不可避免的杂质。该合金在固溶态下具有良好的机械加工性能，在时效状态下具有高强度、高硬度和良好的腐蚀耐性，适用于300℃以上的工况下长期稳定服役。本发明还提供一种耐磨耐腐蚀镍基合金的制造方法及应用。
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公开(公告)号：CN117721417A
公开(公告)日：2024-03-19
申请号：CN202311750060.0
申请日：2023-12-18
Applicant: 上海交通大学 , 哈尔滨工业大学(深圳) , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种超耐磨锆合金包壳表面复合涂层及其制备方法，属于核燃料包壳表面涂层技术领域。所述复合涂层从内至外依次包含Mo层、Cr层和CrN层；所述Mo层的组成为Mo纯金属，所述Cr层的组成为Cr纯金属；所述Mo层的厚度为0.5～3μm，所述Cr层的厚度为8～15μm，所述CrN层的厚度为1～6μm。本发明设计的超耐磨锆合金包壳表面复合涂层从内至外依次包含Mo层、Cr层和CrN层；此复合涂层与锆合金基体的结合性较好，且结构均匀致密，耐磨性与抗氧化性能优异，可显著提升燃料包壳正常服役工况性能以及抵御反应堆严重事故的能力。
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公开(公告)号：CN109243648A
公开(公告)日：2019-01-18
申请号：CN201811250398.9
申请日：2018-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种用于数据中心的电力装置，它包括反应堆系统模块、发电系统模块、辅助系统模块和控制系统模块，所述反应堆系统模块分别与所述发电系统模块、所述辅助系统模块和所述控制系统模块相连接，所述发电系统模块的输出端与数据中心相连接；所述反应堆系统模块设置于地面以下，所述发电系统模块设置于地面以上；与现有技术相比，反应堆系统模块的功率小，体积小，采用非能动设计，可完全置于地下并淹没于地下水池中并通过非能动余热导出系统实现非能动余热排出，采用一体化堆顶组件和整堆芯的换料方式，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，实现本发明的目的。
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