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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：CN111446017A
公开(公告)日：2020-07-24
申请号：CN202010275948.3
申请日：2020-04-09
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提出了一种水平中开式双组件燃料运输容器及其拆装方法，容器包括外壳、内壳和内外壳联接装置；所述外壳分为外壳上部和外壳下部，所述外壳上部和所述外壳下部之间形成中分面，所述外壳中分面用螺栓固定连接；所述内壳由内壳门板包围组成，所述内壳门板通过铰链连接，所述铰链端部设置快速装拆锁紧装置，所述内壳内侧布置有中子吸收板，所述内壳与燃料接触部位设置有若干橡胶压紧块；所述内壳和所述外壳通过所述内外壳联接装置连接。本运输容器具有在正常运输和操作过程中保护新燃料组件避免受到振动和冲击而造成损坏、防止污物污染、保持燃料组件次临界状态、可供燃料组件垂直装卸等功能。
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公开(公告)号：CN108648836A
公开(公告)日：2018-10-12
申请号：CN201810757911.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C13/02
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C13/022
Abstract: 本发明提供一种用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板，所述释放面板包括面板主体部、框架以及开启部；其中，所述框架设置在构筑物上；所述面板主体部与所述框架之间通过铰链连接；所述开启部设置在所述框架上，当所述构筑物内大气温度或压力上升到一定值时，所述开启部会在温度或压力作用下非能动开启。本发明提供的用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板，依靠温度或压力在事故后非能动开启，结构简单，布置方便，操作灵活，可有效防止构筑物差压损坏。
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公开(公告)号：CN103377733A
公开(公告)日：2013-10-30
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：CN119322729A
公开(公告)日：2025-01-17
申请号：CN202311507824.3
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F11/3604 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提供了一种核反应堆系统分析程序的验证方法，包括：获取核反应堆系统分析程序的设计文档，根据所述设计文档确定核反应堆系统分析程序包含的待验证模型；根据现象识别与分级表确定各个待验证模型的重要度；接收每个待验证模型的模型属性，根据所述模型属性确定待验证模型的技术成熟度，所述模型属性包括理论类型、算法认可度、应用实证状况；根据待验证模型的重要度和技术成熟度确定待验证模型所采用的验证方式，所述验证方式包括基准题验证、试验验证和保守性论证；根据确定的验证方式，对每个待验证模型开展模型验证。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119312517A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507056.1
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/10 , G06F119/08
Abstract: 一种确定热管微堆传热路径传热比例的方法，包括以下步骤：确定热管微堆的传热路径，确定每级热传导中发生热传递的对象；根据传热守恒方程模拟计算每级热传导的导热过程，并对各级热传导进行归一化处理，建立传热比例群；提供目标工况，并计算所述目标工况下所述传热比例群中各元素的值随时间的变化，得到传热路径中每级热传导的传热比例。通过上述方法能够确定热管微堆各状态下不同传热路径的传热量占比，以为热管微堆安全分析、结构优化与模拟计算提供数据支持。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119311245A
公开(公告)日：2025-01-14
申请号：CN202311507629.0
申请日：2023-11-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F8/20 , G21C17/00 , G06F30/20 , G16C20/10 , G16C10/00 , G06F119/08 , G06F113/14
Abstract: 本发明提出一种热管反应堆系统分析程序开发方法。包括：确定系统分析程序的应用范围，识别应用范围内的需要模拟的现象，对现象按重要度分级，获得现象识别与排序表；根据现象识别与排序表确定系统分析程序的功能需求；根据功能需求和性能需求分别建立堆芯、热管和换热器的理论模型，性能需求包括计算效率需求和计算稳定性需求；根据理论模型进行系统分析程序的详细设计，得到系统分析程序，包括：根据理论模型设计系统分析程序的体系结构，体系结构包括主程序模块、输入模块、输出模块、物性模块、系统模块和数值求解模块，其中系统模块包括堆芯计算模块、热管计算模块和换热器计算模块；采用编程语言对体系结构中各个模块进行开发和程序编制。
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公开(公告)号：CN118136286A
公开(公告)日：2024-06-04
申请号：CN202410207481.7
申请日：2024-02-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/028 , G21C15/18 , G21C15/12 , G21C9/004
Abstract: 一种海洋小型反应堆安全系统，包括一体化压力容器和包括内安全壳、外安全壳的双层安全壳。其中，一体化压力容器包括压力容器壳体，反应堆堆芯设置在压力容器壳体内，稳压器、一二次侧换热器集成在压力容器壳体内部；内安全壳配置为承压导热壳体，内安全壳与外安全壳之间配置为注有海水的换热腔，安全壳至少部分设置在海平面以下，内安全壳外表面设置有多个非能动余热排出换热器。该安全系统能够有效提高海洋小型反应堆对非LOCA和LOCA事故的耐受能力，改善海洋小型反应堆的安全性。本发明还提供一种海洋小型反应堆及其安全控制方法。
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公开(公告)号：CN117929446A
公开(公告)日：2024-04-26
申请号：CN202311734292.7
申请日：2023-12-15
Applicant: 上海核能装备测试验证中心有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂屏蔽厂房技术领域，公开了一种用于模拟核电厂不同屏蔽厂房环境温度的试验系统，循环管路，恒温水夹层通过进水口和出水口连接循环管路，循环管路上设有离心泵和给水箱，离心泵与恒温水夹层的进水口之间设有冷却系统，给水箱内设有加热器，恒温水夹层进水口处设置温度传感器，给水箱内加热后的水经离心泵进入恒温水夹层，后回到给水箱，冷却系统与加热器配合实现水温调控以模拟不同环境温度；在温度传感器的反馈下，根据试验工况设置可以将给水箱内的水温调至指定温度，从而精确调整模拟屏蔽厂房的环境温度，研究空气导流板覆盖下的空气对流以及水膜蒸发传热传质试验。
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公开(公告)号：CN115910399A
公开(公告)日：2023-04-04
申请号：CN202211497484.6
申请日：2022-11-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 史国宝 , 夏利明 , 王国栋 , 黄镜宇 , 夏栓 , 梅其良 , 王岳 , 张迪 , 牛婷婷 , 黄思洋 , 黄若涛 , 陈卓 , 李东祚 , 蔡龙霆 , 陈军 , 向绪中 , 张培来 , 汪方文
IPC: G21C15/26 , G21C15/243 , G21C15/18
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，包括：钢安全壳；多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口；本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。
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