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公开(公告)号：CN104165730A
公开(公告)日：2014-11-26
申请号：CN201410388932.8
申请日：2014-08-08
Applicant: 江苏海狮泵业制造有限公司 , 上海核工程研究设计院
IPC: G01M1/38
Abstract: 核电化容补水泵转子动平衡试验方法，包括以下步骤：1)在组装前，首先对转子中的每个叶轮单独进行静平衡试验，使其符合标准规定范围；2)将各级叶轮组装在泵轴上，通过三坐标测量仪分别检查轴的跳动和各个叶轮的密封环外圆对孔的同心度，使其达到图纸要求；3)用高速动平衡试验机将核电化容补水泵转子部件采用去重法，使其符合ISO1940-1标准规定范围G2.5级标准；4)将核电化容补水泵整机装配后，对非驱动端轴承座测点、吐出端泵筒体测点、驱动端轴承座测点进行泵的振动测量，在各测试点处测得的振动0.5~1.5mm/s。本发明操作方便，试验准确，提高了产品质量，延长了使用奉命。
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公开(公告)号：CN119217779A
公开(公告)日：2024-12-31
申请号：CN202411527735.X
申请日：2024-10-30
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 山东核电有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电主泵水润滑轴承石墨材料等静压成型工装及成型方法，工装包括第一拼装件和第二拼装件，第一拼装件底部设有第一转动件；第二拼装件底部设有与第一转动件转动配合的第二转动件，第一拼装件和第二拼装件具有试验状态和打开状态；在试验状态，第二拼装件朝向第一拼装件转动，第一拼装件和第二拼装件围合形成放置试验件的放置腔；在打开状态，第二拼装件朝向背离第一拼装件的方向打开；其中，第一拼装件和第二拼装件外周壁上均开设有多个贯孔，以连通放置腔与外界。上述核电主泵水润滑轴承石墨材料等静压成型工装，试验件可以获得更为均匀的静压力，从而提高试验件的等静压效果及各向同性指标。
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公开(公告)号：CN119115313A
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202411283968.X
申请日：2024-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: B23K37/00
Abstract: 本发明提供一种适用于低合金钢泵壳的焊接密封装置及方法，密封装置包括堆焊隔离层、热屏侧焊接底座及密封环，堆焊隔离层位于泵壳主法兰面；热屏侧焊接底座焊接于热屏靠近堆焊隔离层的一侧；密封环两端分别与堆焊隔离层和热屏侧焊接底座相连接；其中，泵壳主法兰与热屏之间形成有安装间隙，密封环位于安装间隙外侧并用于密封安装间隙。本发明的用于低合金钢泵壳的焊接密封装置，在泵壳主法兰面上焊接堆焊隔离层，并在热屏上设置热屏侧焊接底座，同时利用堆焊隔离层和热屏侧焊接底座连接密封环，由此可以免除焊接预热和焊后热处理，避免热处理导致结构变形，影响主泵芯包与泵壳装配。
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公开(公告)号：CN119115290A
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202411284419.4
申请日：2024-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种用于在役核电厂低合金钢泵壳焊接密封装置及方法，密封装置包括泵壳侧焊接底座、热屏侧焊接底座及密封环，泵壳侧焊接底座包括夹角设置的第一安装部和第二安装部，第一安装部穿设于泵壳主法兰与热屏之间的安装间隙，第二安装部延伸至安装间隙外侧；热屏侧焊接底座设于热屏朝向第二安装部的一侧；密封环的两端分别连接第二安装部与热屏侧焊接底座，以密封安装间隙。上述用于在役核电厂低合金钢泵壳焊接密封装置，壳侧焊接底座一端与泵壳主法兰之间角焊接，焊接热输入量小，可以避免施焊过程热量输入过大导致结构变形，影响主泵芯包与泵壳装配。
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公开(公告)号：CN119017054A
公开(公告)日：2024-11-26
申请号：CN202411180227.9
申请日：2024-08-27
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海电气凯士比核电泵阀有限公司
IPC: B23P19/06
Abstract: 本发明提供一种核主泵主螺栓拉伸器安装装置及方法，安装装置包括导向螺柱、弹性支撑机构及支撑螺母，导向螺柱一端穿设于拉伸器缸并与主螺栓上开设的中心孔螺纹连接；弹性支撑机构套设于导向螺柱外侧并位于拉伸器缸底部且与拉伸器缸相连接；支撑螺母套设于导向螺柱上，并一端抵接弹性支撑机构，支撑螺母位于弹性支撑机构远离主螺栓的一侧；其中，支撑螺母随拉伸器缸沿导向螺柱的移动而随动。上述核主泵主螺栓拉伸器安装装置，利用主螺栓的中心孔螺纹作为装置安装接口，无需额外增加接口，安装装置尺寸很小，故安装过程不会影响主泵周围附件。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111456962B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202010414332.X
申请日：2020-05-15
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开的一种余热排出泵的新型叶轮密封环结构及其拆装方法，所述新型叶轮密封环(2)采用法兰盘式结构安装在叶轮口环(4)上，所述新型叶轮密封环(2)的法兰面上设置4个内六角螺纹孔和4个拆装工艺孔(3)，所述内六角螺纹孔通过安装内六角螺钉(5)以固定所述新型叶轮密封环(2)；所述拆装工艺孔(3)用于所述新型叶轮密封环(2)的拆装；所述新型叶轮密封环(2)与所述叶轮口环(4)的配合面采用阶梯式过盈配合结构(6)。本发明提高了余热排出泵在热冲击工况下的运行可靠性，避免了余热排出泵在热冲击工况下发生骤然停机的严重事故，确保了余热排出泵在热冲击工况下不会因骤然停机而导致泵轴、叶轮、联轴器及电机的损害。
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公开(公告)号：CN117469142A
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202311433592.1
申请日：2023-10-31
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国电投核能有限公司
IPC: F04B51/00
Abstract: 本发明提供了一种主泵设备健康度评估方法和系统，包括在主泵设备的运行过程中，使用多维度模型中的一种或多种持续地测算主泵设备的总健康度参数，总健康度参数由主泵设备中多个部件对应的多个子健康度参数共同得出；子健康度参数包括自初始值经一次或多次的扣除预设数值后的剩余数值；多维度模型至少包括阈值报警模型和趋势报警模型，且阈值报警模型和趋势报警模型分别包括：在运行过程中，响应于设备的预设监控参数到达预设阈值或形成预设趋势触发的反馈命令，执行自初始值扣除预设数值的操作。本发明提供的主泵设备健康度评估方法和系统能够准确有效地监测主泵设备运行状况，保障核电厂安全运行。
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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：CN111456962A
公开(公告)日：2020-07-28
申请号：CN202010414332.X
申请日：2020-05-15
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开的一种余热排出泵的新型叶轮密封环结构及其拆装方法，所述新型叶轮密封环(2)采用法兰盘式结构安装在叶轮口环(4)上，所述新型叶轮密封环(2)的法兰面上设置4个内六角螺纹孔和4个拆装工艺孔(3)，所述内六角螺纹孔通过安装内六角螺钉(5)以固定所述新型叶轮密封环(2)；所述拆装工艺孔(3)用于所述新型叶轮密封环(2)的拆装；所述新型叶轮密封环(2)与所述叶轮口环(4)的配合面采用阶梯式过盈配合结构(6)。本发明提高了余热排出泵在热冲击工况下的运行可靠性，避免了余热排出泵在热冲击工况下发生骤然停机的严重事故，确保了余热排出泵在热冲击工况下不会因骤然停机而导致泵轴、叶轮、联轴器及电机的损害。
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公开(公告)号：CN212516581U
公开(公告)日：2021-02-09
申请号：CN202021268357.5
申请日：2020-07-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本实用新型公开了一种核电站的反应堆冷却剂环路系统，包括反应堆压力容器(1)、蒸汽发生器(2)、反应堆冷却剂泵(3)、主管道热段(5)和主管道冷段(4)；所述蒸汽发生器(2)垂直下方连接所述反应堆冷却剂泵(3)；所述蒸汽发生器(2)垂直下方还与所述主管道热段(5)的一端连接，所述主管道热段(5)的另一端与所述反应堆压力容器(1)连接；所述主管道冷段(4)的一端与所述反应堆冷却剂泵(3)连接，所述主管道冷段(4)另一端与所述反应堆压力容器(1)连接；所述主管道冷段(4)设置高于所述主管道热段(5)。本设计节约设备成本、减少布置空间，提升经济性，并便于开展检修活动。
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