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公开(公告)号：CN105841946A
公开(公告)日：2016-08-10
申请号：CN201610297300.X
申请日：2016-05-06
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G01M13/00
CPC classification number: G01M13/00
Abstract: 本发明提供一种核电站的反应堆冷却剂泵断轴监测系统，其包括转速传感器和比较分析模块。本发明提供的核电站的反应堆冷却剂泵断轴监测系统，与传统核电站中采用低流量判断泵断轴的方法不同，采用转速传感器测量轴的上端和下端的转速信号，并将两个信号引入比较分析模块，通过比较轴的上端和下端信号判断轴是否断裂，并发出断轴报警，从而提醒操纵员关注机组的运行状态，以便做出正确的判断，为运行提供支持。
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公开(公告)号：CN105469841A
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201610003563.5
申请日：2016-01-04
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种浮动核电站的设备冷却水系统包括：凝汽器；凝结水泵；主换热器；主换热器出口管线；冷却水泵；冷却水泵入口管线；冷却水泵出口管线；主换热器入口管线；旁路换热器；波动水箱。本发明提供的浮动核电站的设备冷却水系统，将设备冷却水的热量传递给凝结水系统或海水，无需厂用水系统支持。既简化了系统，提高系统运行的经济性，同时利用海水为最终热阱，保证设备冷却水系统的长期运行，具有简单和可靠的优点。
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公开(公告)号：CN105070329A
公开(公告)日：2015-11-18
申请号：CN201510548746.0
申请日：2015-08-31
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明提供一种核电站二次侧非能动余热排出系统，包括蒸汽发生器、应急补水箱，所述蒸汽发生器的出口通过主蒸汽管线经应急补水箱进口隔离阀连接到应急补水箱的一端，所述应急补水箱的另一端通过应急补水管线经应急补水箱出口隔离阀、应急补水箱出口止回阀连接蒸汽发生器的入口，所述主蒸汽管线还经蒸汽释放阀连接到蒸汽释放管线，所述应急补水管线还经给水止回阀、给水隔离阀连接到给水管线。
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公开(公告)号：CN104832462A
公开(公告)日：2015-08-12
申请号：CN201510019450.X
申请日：2015-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 宣达实业集团有限公司
Abstract: 本发明提供一种用于反应堆冷却剂系统抽真空的喷射器系统。它包括对称并联设置的喷射器一和喷射器二；驱动气体进气口管线经过三通分成两路，分别连接喷射器一的入口和喷射器二的入口；吸入口管线经过三通分成对称的两路，分别连接喷射器一的吸入室和喷射器二的吸入室；排气管线经过三通分成两路，分别连接喷射器一的出口和喷射器二的出口；所述的吸入口管线上设置一个真空破坏管线，在真空破坏管线上设有截止阀二。本发明喷射器系统大大提高了抽气量，缩短了抽气时间，可以在120分钟内将约250立方米的容积从0.1MPa抽真空至0.01MPa，满足CAP1000反应堆冷却剂系统抽真空的要求。
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公开(公告)号：CN104538069A
公开(公告)日：2015-04-22
申请号：CN201410652799.2
申请日：2014-11-17
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/032 , G21C17/035
CPC classification number: G21C17/001 , G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统，其包括连通的第一水箱和第一管道系统，第一管道系统连接在第一水箱的第一出口和所述第一入口之间，第一水箱的第二出口通过阀门与第二水箱和第二管道系统相连通。第一管道系统包括水平设置的第一管道，其上设置有至少一个液位计。本发明能够模拟核电站反应堆冷却剂系统半管运行时其中液体液位的变化，开展液位试验，通过液位计获取液位，尤其是临界液位的信息。本发明配置了泵、阀门、液位计、温度仪表、含气率测量装置和数据采集系统，保证试验系统的正常运行和数据测量和记录；本发明结构简单，操作方便且可以重复试验，从而能方便地开展对核电站反应堆冷却剂系统半管运行的研究。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN103377729A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127332.7
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域，具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。解决大型压水堆核电站事故后堆芯余热长期完全非能动余热排出问题。堆芯完全非能动冷却装置。屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部，同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土中间通道，双层的钢制混凝土顶部构成水箱。不仅扩大了水箱的容积，承载了可以延长72小时后、15天-40天余热排出所需要的1500吨至12000吨冷却水，实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出；而且实现了屏蔽厂房与水箱的一体化设计，有利于屏蔽厂房的模块化施工建造。
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公开(公告)号：CN103234432A
公开(公告)日：2013-08-07
申请号：CN201310147644.9
申请日：2013-04-25
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G01B5/213
Abstract: 本发明提供一种无圆心圆弧弯曲半径测量尺和弯管弯曲半径测量方法。该测量尺在横梁的两端分别对称连接有左支腿和右支腿，在横梁中心处连接有伸缩尺，伸缩尺沿垂直横梁方向上下移动。测量时先对弯管弯曲部分的内弧或外弧进行若干等分，然后采用无圆心圆弧弯曲半径测量尺从内弧或外弧两个方向分别测量以各等分点为起始点的局部圆弧段的弧高；再经过计算得出各局部圆弧段的半径；最后计算出各局部圆弧段的半径平均值从而推算出弯管弯曲半径。本发明工具制造简单，测量简单，容易掌握等特点；无需找出工件圆心位置；可手工测量；便于观察和监督；能在工件任意状态下测量。
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公开(公告)号：CN102883481A
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201210359028.5
申请日：2012-09-25
Applicant: 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 , 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种耐高温的双螺旋线圈型加热元件，能够在高温、高湿、高辐射等苛刻条件下实现可靠启动，且密封效果好，能耗低。本发明采用220V电源，可使加热元件快速达到930℃以上，并持续工作72小时以上。该加热元件采用双螺旋型的加热线圈，保证使用时电阻丝的热量集中，升温快。为了适应高温环境，在加热元件的尾部进行了耐高温设计，即通过陶瓷环、密封环及卡套相配合的方式对壳体内的绝缘材料进行密封，使绝缘材料能够有效地对螺旋线圈起绝缘防潮的作用，保证加热元件顺利启动。本发明的耐高温双螺旋线圈型加热元件尤其适用于核电厂等密闭空间。
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公开(公告)号：CN102878578A
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201210359051.4
申请日：2012-09-25
Applicant: 中国船舶重工集团公司第七一八研究所 , 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种核电站用氢气点火器，包括盖板、石墨垫片、箱体、填料涵、陶瓷接线端子、点火部件和防水罩。点火部件采用耐高温的螺旋线圈型加热元件或耐高温的封闭型电热塞。为适应高温高湿环境，在箱体与盖板之间采用石墨垫片密封；将箱体与盖板间的螺栓孔加工为盲孔；在箱体前端面的开口四周加工凸台，在凸台与箱体前端面垂直的面上加工凹槽；箱体的上表面固定防水罩，避免水滴溅到点火部件的发热段上。该氢气点火器功率小于145W，加热元件表面温度高到930℃以上，并可持续工作72小时，具有耐高温高湿、抗辐射、启动快、寿命长的特点。在核电站发生失水等严重事故后，能够可靠点火，消除发生大范围、高浓度氢气混合气爆炸的隐患。
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公开(公告)号：CN118412153A
公开(公告)日：2024-07-30
申请号：CN202410504075.7
申请日：2024-04-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种基于先进小型堆用真空喷射特性试验系统，包括承压容器、真空容器以及测量系统，承压容器一侧连接有供水系统和供气系统，供水系统和供气系统分别用于向承压容器提供实验水和实验气，承压容器上设有喷射管线；真空容器设于承压容器一侧，喷射管线一端与真空容器连通；测量系统设于喷射管线和真空容器内，测量系统用于监测喷射流体的喷射数据。上述试验系统，通过模化分析LOCA工况下高压喷射流体流动特性，确定其中的关键参数和关键影响因素，进而确定以上参数与真空环境下高压喷射流体流动特性之间的作用关系，形成真空喷射特性研究参数数据库，为后续相关理论模型的开发和验证提供数据支撑，提升先进小型堆设计的安全性。
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