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公开(公告)号：CN113334830A
公开(公告)日：2021-09-03
申请号：CN202110481605.7
申请日：2021-04-30
Applicant: 伊克森(厦门)液压科技有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: B30B9/30
Abstract: 本发明公开了一种核电放射性固体废物、废树脂压实减容的超压机，包括下横梁、上横梁、立柱，上横梁顶部装有主液压缸，中横梁中心开设有通孔，中横梁的顶部并位于通孔处设置有转动套，转动套的内部具有方形的内腔，转动套与中横梁转动连接，主液压缸的活塞杆穿过转动套和通孔，主液压缸活塞杆上设置有方形的阻挡块，转动套由调节电机驱动其转动，中横梁由辅缸驱动。该超压机主液压缸和辅缸协同工作，对钢桶采取预压和深压。预压时主液压缸驱动压头、辅缸驱动中横梁，同时对钢桶中心和边缘预压；之后深压，横梁仍对钢桶的边缘保持压力，而主液压缸继续驱动压头深压钢桶的中部，既保证对钢桶具有较好的压缩均匀度，又不需要主液压缸输出很大压力。
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公开(公告)号：CN113334830B
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202110481605.7
申请日：2021-04-30
Applicant: 伊克森(厦门)液压科技有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: B30B9/30
Abstract: 本发明公开了一种核电放射性固体废物、废树脂压实减容的超压机，包括下横梁、上横梁、立柱，上横梁顶部装有主液压缸，中横梁中心开设有通孔，中横梁的顶部并位于通孔处设置有转动套，转动套的内部具有方形的内腔，转动套与中横梁转动连接，主液压缸的活塞杆穿过转动套和通孔，主液压缸活塞杆上设置有方形的阻挡块，转动套由调节电机驱动其转动，中横梁由辅缸驱动。该超压机主液压缸和辅缸协同工作，对钢桶采取预压和深压。预压时主液压缸驱动压头、辅缸驱动中横梁，同时对钢桶中心和边缘预压；之后深压，横梁仍对钢桶的边缘保持压力，而主液压缸继续驱动压头深压钢桶的中部，既保证对钢桶具有较好的压缩均匀度，又不需要主液压缸输出很大压力。
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公开(公告)号：CN114018980A
公开(公告)日：2022-02-08
申请号：CN202111280284.0
申请日：2021-10-31
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有限公司
IPC: G01N25/54
Abstract: 本发明涉及氢气安全控制技术领域，公开一种验证氢气爆燃环境中设备可用性的试验装置及方法，装置包括测试模块、供气模块、加热模块、数据采集模块、试验件控制模块和安全防护模块；所述测试模块用于提供氢气爆燃环境，并进行验证试验得到试验数据；所述供气模块连接所述测试模块的气体进口，提供验证试验所需气体；所述加热模块用于对所述测试模块的气体进行加热；所述数据采集模块用于采集所述测试模块得到的试验数据；所述试验件控制模块包括设置在所述测试台上的试验件，并对试验件进行信号控制；所述安全防护模块用于对测试模块进行安全防护。本发明具有较大的规模，可创造不同条件下的氢气爆燃过程，验证设备在各类氢爆环境条件下的可用性。
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公开(公告)号：CN113990171A
公开(公告)日：2022-01-28
申请号：CN202111280213.0
申请日：2021-10-31
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有限公司
IPC: G09B25/00 , G21C17/003
Abstract: 本发明涉及核电严重事故研究技术领域，公开一种模拟核电站严重事故氢气爆燃环境的试验装置，包括压力容器、设置在压力容器内的气体主管路和气体分支管路、及加热模块；所述压力容器的底部设置与气体主管路连通的氢气主进气口，侧壁上设置分别连通对应气体分支管路的氢气分支进口、氧气进口、空气进口、氮气进口和水蒸气进口；所述压力容器的内腔设置一层或一层以上的模拟环境，每层所述模拟环境分别设置温度测点、压力测点、样气取气点、水蒸气浓度测点和点火器；所述加热模块与所述氢气主进气口位置相对应。本发明可模拟核电站严重事故条件下安全壳较大空间的氢气爆燃过程，获得爆燃过程中温度、压力等信号变化，为氢气爆燃过程演变提供基础数据。
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公开(公告)号：CN113190927A
公开(公告)日：2021-07-30
申请号：CN202110460323.9
申请日：2021-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06F30/17 , G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明的目的在于公开一种蒸汽发生器U型传热管流弹激励磨损分析计算方法，与现有技术相比，将流体弹性刚度引入到传热管磨损分析中，能够在流速接近但未达到流弹性失稳时，较为准确的预测传热管的磨损情况，在设计阶段及运行服务阶段用于蒸汽发生器设计及寿命管理，实现本发明的目的。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115620592A
公开(公告)日：2023-01-17
申请号：CN202211345893.4
申请日：2022-10-31
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有限公司
Abstract: 本公开提供了一种单棒管外池式沸腾试验系统及方法，属于热工流体试验技术领域，包括沸腾水箱、试验件和支撑件，所述试验件通过支撑件固定在沸腾水箱的内壁上；所述试验件包括单棒和导向棒，所述单棒为空心圆管，其一端封闭设置，另一端开口设置，所述导向棒为实心绝缘管，导向棒的外径小于单棒的内径，所述导向棒设置在单棒内部。能够进行不同类型的单棒管外池式沸腾试验，降低试验成本，减少试验过程中的不确定性。
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公开(公告)号：CN115199568A
公开(公告)日：2022-10-18
申请号：CN202210736888.X
申请日：2022-06-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: F04D15/00
Abstract: 本发明涉及一种验证紧凑型反应堆主泵水力性能的试验装置，包括第一封头模拟件和第二封头模拟件，第一封头模拟件内设有第一空腔，第二封头模拟件内设有第二空腔，第一空腔和第二空腔之间连通有换热管模拟管组，第一封头模拟件内设有与第一空腔连通的主泵安装腔，主泵安装腔通过流道与第一环腔模拟件内的第一阻力模拟腔连通，第二空腔与第二环腔模拟件内的第二阻力模拟腔连通，第一阻力模拟腔和第二阻力模拟腔接入水循环机构中，采用本发明的装置能够确认紧凑型反应堆主泵方案的工程可行性，指导紧凑型反应堆一体化结构的设计分析和结构定型,确认紧凑型反应堆主系统流量测量的工程可行性。
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公开(公告)号：CN113375480A
公开(公告)日：2021-09-10
申请号：CN202110764023.X
申请日：2021-07-06
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Inventor： 门启明 , 张菲茜 , 杨星 , 巢孟科 , 周全 , 应秉斌 , 林绍萱 , 矫明 , 李经怀 , 姚兆祯 , 张伟 , 刘畅 , 李晨 , 张可丰 , 张锴 , 梁星筠 , 尤岩 , 黄俊 , 侯敏杰
Abstract: 本发明涉及热交换器设计领域，特别涉及一种侧向收口的立式缠绕管式换热组件，包括：垂向设置的中心筒体，其顶部连接有连接管；缠绕管，缠绕在所述中心筒体外侧，所述缠绕管在沿所述中心筒体径向上被分为至少两层；垫条，设置在相邻的两层所述缠绕管之间和/或所述缠绕管与所述中心筒体之间和/或最外层缠绕管外侧，所述垫条上开设有与所述缠绕管外轮廓相互配合的槽；支撑定位装置，其用于与所述中心筒体、缠绕管及垫条固定连接，用于支撑所述中心筒体、缠绕管及垫条；本发明相比于现有技术，在保证满足热工及结构要求的前提下，提高缠绕管的加工精度，增强安全性，提升换热器的力学及抗震性能。
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公开(公告)号：CN218761657U
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN202221572487.7
申请日：2022-06-22
Applicant: 北京航天动力研究所 , 北京航天石化技术装备工程有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本申请涉及核电阀门领域，具体公开了一种对焊式核电自动再循环泵保护阀，包括两端与惯导连通的总阀体，总阀体内设置有阀瓣和导向筒，导向筒固定连接于总阀体内部，阀瓣套设于导向筒外部，且阀瓣沿着总阀体的轴线方向与导向筒滑动连接，阀瓣内设置有弹簧，导向筒开设有贯穿直与弹簧所在空间连通的通孔，通孔包括沿着远离阀瓣方向依次分布的第一腔室和第二腔室，第二腔室的直径小于第一腔室。实现了核电站离心泵自动再循环保护的作用，在保证焊接连接的前提下阀门可拆卸，检修维护方便，改善阀瓣对流体脉冲的敏感程度，避免共振的发生。
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公开(公告)号：CN215450908U
公开(公告)日：2022-01-07
申请号：CN202121220049.X
申请日：2021-06-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型涉及核电领域，特别涉及一种核反应堆的启动加热系统，用于向核反应堆的罩壳内的冷却剂进行加热，其特征在于，包括热量输入装置，其用于将高温热介质通过加热管路输送至所述堆芯处，以使所述反应堆冷却剂升温；所述堆芯和所述热量输入装置之间还连接有回水管路，低温热介质通过所述回水管路流回至所述热量输入装置；所述加热管路位于所述堆芯处的一端的位置高于所述回水管路位于堆芯处的一端；热交换器，设置在所述罩壳内，并通过管路与外部回路相连，以将热量导出至外部回路；本实用新型相比于现有技术，能够满足全自然循环核反应堆达到临界前冷却剂的升温需求，并保证一定的自然循环，保障反应堆启动安全。
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