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公开(公告)号：CN110265158A
公开(公告)日：2019-09-20
申请号：CN201910548388.1
申请日：2019-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明提出了一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法，在反应堆压力容器内至少布置两列及以上换热器序列，所述每个换热器序列上布置有至少2级换热器，所述换热器序列布置在贴近所述压力容器内壁面，所述每个换热器序列中的每级换热器通过之间的连接管线上的隔离阀串联并隔离；所述每个换热器序列由一条给水管线和对应于不同功率等级热负荷需求的蒸汽/热水输出管线组成，所述给水管线和汽/热水输出管线上均设置隔离阀。取消主泵，并通过非能动的自然循环实现热量移出；一体化反应堆消除大破口发生的可能性；多级串联换热器实现多功率等级能量输出的目的。
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公开(公告)号：CN115388985A
公开(公告)日：2022-11-25
申请号：CN202210949716.0
申请日：2022-08-09
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G01F25/10
Abstract: 本发明提供一种复杂流动环境下的流量计标定系统及方法，通过将待标定的流量计和实际应用环境下与待标定的流量计上下游连接的组件安装在密封充满水的压力容器内，能够尽可能地模拟流量计在实际使用条件下的上下游流动环境，使得标定后的流量计在实际应用中也能获得较高的流量参数。
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公开(公告)号：CN112530611A
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN202011551710.5
申请日：2020-12-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种先进简化的小堆非能动专设安全系统，包括压力容器第1层壳体、压力容器第2层壳体、主回路管线及非能动余排热交换器、补水箱；所述压力容器第2层壳位于所述压力容器第1层壳体顶部外侧，所述主回路管从所述压力容器第1层壳体的顶部穿出，穿过所述压力容器第2层壳，在所述压力容器第1层壳体和所述压力容器第2层壳之间的所述主回路管上设置有双层壳体间主回路管线隔离，在所述压力容器第2层壳外的所述主回路管线上设置有壳体外主回路管线隔离。本发明采用非能动的安全设计理念，不依赖外部驱动力，极大地降低能动系统失效概率，提升反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN115547530A
公开(公告)日：2022-12-30
申请号：CN202211247899.8
申请日：2022-10-12
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种固态反应堆现象识别和分级方法，包括：构建固态反应堆事故清单；确定与固态反应堆安全相关的关注对象及其准则；分析并识别固态反应堆事故清单中各事故下与固态反应堆安全相关的现象；对所识别出的现象进行分级，确定每一事故下各现象的重要程度，形成固态反应堆的现象清单；判断所述现象清单是否完整，若否则循环迭代上述现象识别和分级，直至满足判断条件，获取现象识别及分级报告。本发明能够识别出固态反应堆在瞬态运行和假想事故运行条件下与热工安全相关的现象，并基于对该识别现象的等级划分，获得固态反应堆全范围事故PIRT表，指导固态反应堆的研发设计和程序开发。
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公开(公告)号：CN114121313A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111424434.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/032 , G21C15/12 , G21C15/18 , G21C15/243
Abstract: 本发明属于反应堆技术领域，具体公开了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，包括安全壳、堆芯、压力容器、余热排出系统热交换器和换料水箱；所述安全壳顶端设置有顶盖，安全壳内部一侧设置有换料水箱，安全壳内部中部设置有压力容器；本发明提出了一种紧凑式反应堆的非能动安全系统，该系统取消了一回路冷却剂主管道，消除了大破口发生的可能；取消了中压安注系列，简化系统设计；无需依靠外部动力或安全级交流电源实现事故缓解,采用水冷空冷衔接匹配钢制安全壳外混凝土紧贴设计；优化了安全换料设计，采用顶部换料方式，正常运行时，节约换料时间，提升了小堆经济性；事故时，极大降低事故后通过安全壳泄漏的放射性，增强了小堆安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112820425A
公开(公告)日：2021-05-18
申请号：CN202110171696.4
申请日：2021-02-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种适用于多用途反应堆的系统化非能动专设安全系统，包括压力容器(19)、安全壳外侧壁冷却水箱(29)、内置换料水箱(6)，蒸汽管线(25)、给水管线(26)、中间回路入口管线(14)及中间回路出口管线(15)，所述中间回路入口管线(15)与所述内置换料水箱(6)底部通过余排出口管线(13)相连，所述中间回路出口管线(14)与内置换料水箱(6)底部通过低温余排入口管线(8)相连；本发明的专设安全系统取消了高中压安注，系统更为简化，并可同时满足多用途反应堆的高温运行模式和低温运行模式，使堆芯衰变热导出更为高效、安全、稳定、可靠。
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公开(公告)号：CN113851234A
公开(公告)日：2021-12-28
申请号：CN202111201966.8
申请日：2021-10-15
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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公开(公告)号：CN113421675A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110786623.6
申请日：2021-07-12
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21D3/04
Abstract: 本发明的目的在于公开一种缓解LOCA事故后破口虹吸的非能动装置，包括螺旋叶片、叶轮轴、旋叶轮、喷放管和管套；螺旋叶片设置固定于叶轮轴上，所述旋叶轮与叶轮轴的下端与管套内壁焊接固定连接，旋叶轮与螺旋叶片适配连接；喷放管设置于管套的下方，喷放管与套管的基准线对准，喷放管与套管分别通过支架或吊装固定装配；与现有技术相比，与反应堆冷却剂系统直接连接的需要深入压力容器内的管道，当压力容器外的管道发生破裂时，由于旋叶轮和螺旋叶片产生的旋流流动阻力大，通过装置和破口的反应堆冷却剂泄漏量则变少，缓解了事故后果，另一方面也延缓了事故的发展速度，使操作人员有足够的时间进行处理，实现本发明的目的。
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公开(公告)号：CN115331849A
公开(公告)日：2022-11-11
申请号：CN202211115574.4
申请日：2022-09-14
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆用非能动余热排出系统及方法，所述系统包括反应堆系统，反应堆系统的热端与入口管道相连，入口管道通过热交换器入口联箱与热交换器相连，反应堆系统和热交换器入口联箱之间的入口管道上设置隔离阀；所述热交换器设置多级，多级热交换器串联连接，相邻的两级热交换器之间设置热交换器中间联箱；热交换器的出口与出口管道相连，出口管道上设置热交换器出口联箱和隔离阀；本发明的核反应堆用非能动余热排出系统能够满足在不同事故下，对余热排出系统的带热能力的不同需求，通过多级换热器的设计，避免带热量过大或过小，并减小非能动余热排出系统误启动对核反应堆系统造成的不利影响。
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公开(公告)号：CN115289396A
公开(公告)日：2022-11-04
申请号：CN202210911947.2
申请日：2022-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种减轻容器内下插管道破口事故后果的装置及方法，包括：入口段、水平段、弯曲段和竖直段依次设置；所述入口段的出口处设置入射喷嘴，所述水平段的入口处设置喇叭口结构，所述弯曲段的出口处设置喷嘴，所述竖直段管道内设置多级喷嘴；使得当发生破口事故时，向环境损失的工质更多为系统内的高温汽相而非液相，本发明装置的结构能够大大减缓容器内液位的下降速度，同时加快容器卸压的速度，减轻事故后果，提供全系统的安全性与经济性。
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