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公开(公告)号：CN111964142A
公开(公告)日：2020-11-20
申请号：CN202010953408.6
申请日：2020-09-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂主控制室墙面可换热装置及其设计方法，包括橡胶材质装饰板(1)和金属材质装饰板(10)，所述橡胶材质装饰板(1)通过金属骨架(4)固定在主控室墙壁(2)上，所述金属材质装饰板(10)通过金属骨架(11)固定在所述橡胶材质装饰板(1)上，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与主控室天花板(3)之间设置有上部空气流道(6)，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与与主控室地板(5)之间设置有下部空气流道(7)。本设计解决主控室通风系统换热能力不足而引起的主控室内温度过高的问题；同时无需设置能动的排热设备，提高了核电厂的经济性，降低了维护和维修的复杂性。
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公开(公告)号：CN103456376B
公开(公告)日：2016-04-13
申请号：CN201310401428.2
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的面积；（3）对蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个热阱的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下钢制安全壳传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119480166A
公开(公告)日：2025-02-18
申请号：CN202510038287.5
申请日：2025-01-10
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C7/32
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的控制方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。反应堆的控制方法包括控制目标参数在预设范围内，使得反应堆功率与一回路冷却剂平均温度满足目标对应关系，其中，目标参数包括反应堆功率、一回路冷却剂压力、一回路冷却剂装量、一回路冷却剂平均温度、中间隔离回路总流量、中间隔离回路冷却剂压力、中间隔离回路冷却剂装量、三回路过热器出口蒸汽压力和三回路蒸发器液位。本申请通过对三个回路系统中这些目标参数的控制，使得反应堆功率与一回路冷却剂平均温度满足目标对应关系，可在发生运行瞬态工况的情况下，维持反应堆的稳定，不触发专设安全系统或反应堆停堆，提升反应堆的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN103440889A
公开(公告)日：2013-12-11
申请号：CN201310401430.X
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个部分的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN103440889B
公开(公告)日：2016-03-23
申请号：CN201310401430.X
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将安全壳系统分为破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱；（2）对所述破口热源、安全壳内气相空间热阱、内部固体热阱、钢壳热阱、导流板热阱和屏蔽厂房热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个部分的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下多种传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN103456376A
公开(公告)日：2013-12-18
申请号：CN201310401428.2
申请日：2013-09-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂钢制安全壳热移出过程的比例分析方法，包括如下步骤：（1）将钢制安全壳热阱分为蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱；（2）确定非能动安全壳冷却系统投入前和非能动安全壳冷却系统投入后的蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的面积；（3）对蒸发区子热阱、干壁区子热阱和过冷区子热阱的传热传质过程进行分析，并计算各个热阱的传输质量比例群和能量比例群。本发明适用于AP600、AP1000和CAP1400等非能动核电厂安全壳系统热移出过程的比例分析，可以评价任一时刻下钢制安全壳传热传质过程对安全壳系统热移出能力的贡献。
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公开(公告)号：CN212511381U
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN202021994078.7
申请日：2020-09-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂主控制室墙面可换热装置，包括橡胶材质装饰板(1)和金属材质装饰板(10)，所述橡胶材质装饰板(1)通过橡胶板金属骨架(4)固定在主控室墙壁(2)上，所述金属材质装饰板(10)通过金属板金属骨架(11)固定在所述橡胶材质装饰板(1)上，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与主控室天花板(3)之间设置有上部空气流道(6)，所述橡胶材质装饰板(1)和所述金属材质装饰板(10)与与主控室地板(5)之间设置有下部空气流道(7)。本设计解决主控室通风系统换热能力不足而引起的主控室内温度过高的问题；同时无需设置能动的排热设备，提高了核电厂的经济性，降低了维护和维修的复杂性。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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