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公开(公告)号：CN113029848B
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202110235036.8
申请日：2021-03-03
Applicant: 上海交通大学 , 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。
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公开(公告)号：CN113029848A
公开(公告)日：2021-06-25
申请号：CN202110235036.8
申请日：2021-03-03
Applicant: 上海交通大学 , 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种测试核电站安全壳内壁面冷凝液回收效率的试验装置，该装置包括用于模拟核电站安全壳的罐体(1)、模拟冷凝回流并收集冷凝水的冷凝回流组件、用于对收集的冷凝水进行称重的称重组件(6)，所述的冷凝回流组件和称重组件(6)均设置在罐体(1)内部，所述的称重组件(6)设置在冷凝回流组件的冷凝水收集端。称重组件(6)对冷凝回流组件回收的冷凝液进行称重，进而得到冷凝液回收效率。与现有技术相比，本发明能够模拟核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的冷凝回流行为，并通过回收的冷凝水称重来估算冷凝回流损失，指导核电站安全壳内壁面冷凝液回收系统的优化设计。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114139389A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111469005.5
申请日：2021-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F40/177 , G06F16/11 , G06F16/906 , G06F16/2455 , G06F113/14 , G06F119/14
Abstract: 本发明公开了一种核电厂管道自动化分析方法，包括如下步骤：S101，获取管道包编号；S102，将管道包快照表与固化表分类对比，并将差异项信息记录在差异项表格中；S103，存在差异项时，从快照表中生成设计输入，并创建最新版本分析任务；S104，按差异化流程执行分析任务，监听进展情况；S105，任务完成后，将快照表信息更新到固化表内，同时触发下游物项分析流程。本发明打破了管道分析过程专业接口，可以使设计人员免除如确定标的、获取输入、常规管系分析、判断受影响物项这种机械式工作，实现人尽其用，降低人力成本和时间成本，大幅提高工作效率。
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公开(公告)号：CN113777016A
公开(公告)日：2021-12-10
申请号：CN202110949502.9
申请日：2021-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种安全壳外涂层冲刷试验系统，所述安全壳外涂层冲刷试验系统包括水箱、冲刷板、布水器和泵，水箱具有进水口和出水口，冲刷板用于将涂层试验样件安装到其上，布水器用于将水分布到冲刷板以对安装在冲刷板上的涂层试验样件进行冲刷，泵连接在水箱的出水口和布水器之间，用于将水箱内水泵送到布水器。本发明的安全壳外涂层冲刷试验系统，能够模拟安全壳的环境条件，对安全壳外涂层进行冲刷试验，以对冲刷后的安全壳外涂层进行表面形貌、表面润湿特性和导热性能的分析，为核反应堆的设计、安全评审和核电厂运行提供支持，而且，由于无需在实际运行的核反应堆上进行且无需人工目视检测，因此精度高，评估准确，实施简单可靠。
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公开(公告)号：CN108877962A
公开(公告)日：2018-11-23
申请号：CN201810757106.4
申请日：2018-07-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C1/02
Abstract: 本发明提供一种池式一体化低温反应堆供热系统，其特征在于，包括一体化反应堆、二回路、中间换热回路、化学和容积控制系统以及大水池。本发明提供的池式一体化低温反应堆供热系统，提供了相对化石燃料更为清洁的优质热源，可实现零排放，达到节能减排的作用。
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公开(公告)号：CN114996898A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202210384010.4
申请日：2022-04-13
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明属于核工程设计领域，提供了基于SysML活动图的核工程设计功能分配方法及系统，首先，对手动/自动判别问题进行分类分层处理，规范问题，利用活动图表征分配判别问题，自动生成可复用的活动图；通过运行活动图，开始启发式分配逻辑决策过程；最后，记录决策过程中的活动环节，形成核工程设计中组件功能分配设计依据。为核工程设计中结构组件应实现的系统功能进行手动/自动实现方式判别时提供自动化辅助工具，有利于降低功能的手动/自动功能分配的错误率，提高分配效率。
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公开(公告)号：CN208873479U
公开(公告)日：2019-05-17
申请号：CN201821095467.9
申请日：2018-07-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C1/02
Abstract: 本实用新型提供一种池式一体化低温反应堆供热系统，其特征在于，包括一体化反应堆、二回路、中间换热回路、化学和容积控制系统以及大水池。本实用新型提供的池式一体化低温反应堆供热系统，提供了相对化石燃料更为清洁的优质热源，可实现零排放，达到节能减排的作用。(ESM)同样的发明创造已同日申请发明专利
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