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公开(公告)号：CN103427475B
公开(公告)日：2016-05-18
申请号：CN201210154616.5
申请日：2012-05-17
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海昱章电气成套设备有限公司
IPC: H02J9/06
Abstract: 本发明涉及控制棒控制系统技术领域，具体公开了一种核电厂控制棒控制系统维护母线。该系统中每个供电单元中供电模块为固定钩爪线圈提供运行电流，电流控制模块与供电模块相互连接，二极管正极与供电模块相连，二极管负极与维护母线以及晶闸管的A极相连，晶闸管的K极与固定钩爪线圈相连，监测控制模块与晶闸管的G极相连接，维护母线将所有供电单元结构中二极管负极和晶闸管的A极之间的线路依次连接起来。该系统在进行在线设备维修时，不需要额外提供外部的直流电源；同时，可以自动监测维护电流的通断，并在出现故障时进行报警；在对固定钩爪线圈正常供电出现故障时，自动切换固定钩爪线圈的供电方式，提高固定钩爪线圈供电的可靠性。
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公开(公告)号：CN202737564U
公开(公告)日：2013-02-13
申请号：CN201220227367.3
申请日：2012-05-17
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海昱章电气成套设备有限公司
IPC: H02J9/06
Abstract: 本实用新型涉及控制棒控制系统技术领域，具体公开了一种核电厂控制棒控制系统维护母线。该系统中每个供电单元中供电模块为固定钩爪线圈提供运行电流，电流控制模块与供电模块相互连接，二极管正极与供电模块相连，二极管负极与维护母线以及晶闸管的A极相连，晶闸管的K极与固定钩爪线圈相连，监测控制模块与晶闸管的G极相连接，维护母线将所有供电单元结构中二极管负极和晶闸管的A极之间的线路依次连接起来。该系统在进行在线设备维修时，不需要额外提供外部的直流电源；同时，可以自动监测维护电流的通断，并在出现故障时进行报警；在对固定钩爪线圈正常供电出现故障时，自动切换固定钩爪线圈的供电方式，提高固定钩爪线圈供电的可靠性。
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公开(公告)号：CN202735877U
公开(公告)日：2013-02-13
申请号：CN201220227368.8
申请日：2012-05-17
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海昱章电气成套设备有限公司
IPC: G05F1/46 , G05B19/042 , G21C7/12 , G21C7/36
Abstract: 本实用新型涉及控制棒驱动机构电流数字化控制技术领域，具体公开了一种基于FPGA和DSP控制器的核电厂数字化控制棒控制系统。该系统中控制模块通过驱动脉冲放大模块控制线圈供电电路，实现对输入到驱动机构线圈电流的控制；线圈供电电路的上端的电源线路通过三相电压采集模块与控制模块相连；线圈供电电路下端向驱动机构线圈提供电流的线路通过电流传感器与控制模块相连接，将电流传感器采集的驱动机构线圈电流信号反馈到控制模块；控制模块还通过外部接口模块与外部控制模块相互连通，且控制模块还与存储模块相互连通，用于存储控制模块控制参数。该系统结构紧凑、可靠性高、调试维护容易；可以向不同等级功率的核电厂控制棒驱动机构提供稳定的电流。
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公开(公告)号：CN103427475A
公开(公告)日：2013-12-04
申请号：CN201210154616.5
申请日：2012-05-17
Applicant: 上海核工程研究所设计院 , 上海昱章电气成套设备有限公司
IPC: H02J9/06
Abstract: 本发明涉及控制棒控制系统技术领域，具体公开了一种核电厂控制棒控制系统维护母线。该系统中每个供电单元中供电模块为固定钩爪线圈提供运行电流，电流控制模块与供电模块相互连接，二极管正极与供电模块相连，二极管负极与维护母线以及晶闸管的A极相连，晶闸管的K极与固定钩爪线圈相连，监测控制模块与晶闸管的G极相连接，维护母线将所有供电单元结构中二极管负极和晶闸管的A极之间的线路依次连接起来。该系统在进行在线设备维修时，不需要额外提供外部的直流电源；同时，可以自动监测维护电流的通断，并在出现故障时进行报警；在对固定钩爪线圈正常供电出现故障时，自动切换固定钩爪线圈的供电方式，提高固定钩爪线圈供电的可靠性。
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公开(公告)号：CN115132300A
公开(公告)日：2022-09-30
申请号：CN202210885688.0
申请日：2022-07-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G16C60/00
Abstract: 本发明涉及一种核电设备焊接材料研发评估方法，包括：在已构建的指标库和参数库中，选择常规性能指标、制造稳定指标和验收试验参数作为焊接材料配方研发的输入，执行配方试制得到满足指标要求的配方对应的试验数据和对应焊接参数；取根据配方制备的焊接试板，在指标库和参数库中选择验收试验参数、焊接工艺评定参数、焊接见证件参数和常规性能指标作为焊接材料用户评估试验的输入，焊接试板完成性能试验得到合格的性能试验数据；取试板余料，根据材料种类、服役堆型和服役工况，从指标库中选择服役性能指标分库中的指标作为焊接材料服役性能试验的输入，输出服役性能试验数据；根据上述的全部试验，输出满足指标要求的试验结果为焊接材料的评估结果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110066375A
公开(公告)日：2019-07-30
申请号：CN201910378520.9
申请日：2019-05-08
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
IPC: C08G18/50 , C08K3/22 , C08K3/34 , C08K3/38 , C08K5/3492 , C08K5/5333 , C08K13/02 , C08J9/08 , C08G101/00
Abstract: 本发明公开了一种新燃料运输容器填充硬质聚氨酯泡沫材料，包括以下重量份的原料：聚醚多元醇100份，阻燃剂30份～80份，发泡剂0.4份～3.4份，催化剂1份～10份，消泡剂0.1份～2份，多异氰酸酯100份～200份。此外，本发明还公开一种制备该硬质聚氨酯泡沫材料的方法。本发明的聚氨酯泡沫材料满足新燃料运输容器填充用材料要求，是新燃料运输容器的重要组成部分，具有优异的性能，满足新燃料运输容器减震、隔热的要求，采用本发明的方法制备的硬质聚氨酯泡沫材料含有极低的氯元素能够避免新燃料运输容器的不锈钢材料在氯离子环境下发生腐蚀，保障新燃料运输容器的质量。
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公开(公告)号：CN103377726B
公开(公告)日：2017-02-22
申请号：CN201210127036.7
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C13/028
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳，其在安全壳的外壁周围固定多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的顶部出口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底部入口。本发明提出了外侧带有分离式空气冷却热阱的安全壳，其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。
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公开(公告)号：CN103851213B
公开(公告)日：2016-08-03
申请号：CN201210519602.9
申请日：2012-12-06
Applicant: 中核苏阀科技实业股份有限公司 , 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明属于一种核电厂二回路的主蒸汽隔离阀，具体涉及一种气/液驱动的大口径快关闸阀。它包括阀体，阀体内安装有闸板组件，闸板组件与阀杆连接，阀盖设在阀体上，阀盖与阀体之间还设有自紧密封组件，阀盖的上部设有填料密封组件，阀盖还与支架连接，填料密封组件上设有位置指示组件，支架上设有驱动装置。本发明的优点是，本阀门在闸板的两侧设计有导向凸台，对应的在阀体4条筋的相应位置加工有导向槽，能够提供闸板组件水平两个方向的导向。
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公开(公告)号：CN103377733B
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201210127368.5
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: 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力，增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计，减小了空气阻力。
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公开(公告)号：CN103377720B
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201210127012.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置，包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器，还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板；外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道，导流板底部设有冷却剂入口，内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道；堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形；堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计，用不同的材料包容熔融物，应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却，提高了核电站的高全性。
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