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公开(公告)号:CN116815044A
公开(公告)日:2023-09-29
申请号:CN202211664963.2
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/42 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C33/04 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 本发明提供了一种核电站安全壳闸门法兰用特厚高强钢板及其制造方法,该钢板的成分按重量百分比计如下:C:0.21%~0.23%;Si:0.15%~0.30%;Mn:1.75%~1.90%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:0.96%~0.99%;Cr:0.15%~0.25%;Mo:0.50%~0.80%;V:0.010%~0.050%;Cu:0.10%~0.30%;Al:0.010%~0.040%,余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法,包括冶炼、连铸、电渣重熔、锻造、轧制、调质处理;应用本发明生产的所述钢板在经模拟焊后热处理后的室温拉伸抗拉强度>660MPa,屈服强度>545MPa,断后伸长率≥22.5%;厚度方向断面收缩率>65%;‑7℃冲击吸收能量≥240J;350℃高温拉伸抗拉强度>620MPa,屈服强度>510MPa。
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公开(公告)号:CN113108617A
公开(公告)日:2021-07-13
申请号:CN202110377526.1
申请日:2021-04-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: F28B1/06 , F28B9/08 , F22D11/06 , F25D17/02 , F28C1/00 , F28F27/00 , F25B27/02 , F25B30/04 , F24D3/18
Abstract: 本发明涉及小型核电站技术领域,具体地说是一种小型核电站的节水循环冷却系统,其主要包括蒸汽发生器、汽轮机、空冷凝汽器、热泵、水冷塔、热交换器连接而成的厂用水水冷循环回路、汽轮机空冷凝汽器回路、余热回收利用回路。本发明有益效果为,利用直接空冷凝汽器对汽轮机排汽进行冷却,完成凝结水循环;设置了水冷塔,降低厂用水的温度,确保设备得到持续的冷却;在供暖季利用汽轮机抽汽作为热泵的驱动汽源,提取厂用水系统的热量,作为热网回水的加热热源,并降低厂用水的温度,大大减少了空冷凝汽器对水资源的需求;采用精细化水冷手段实现用水最小化,并提取设备运行的热量,不仅节约了水资源,也回收了废热,减少对环境的影响。
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公开(公告)号:CN113091030A
公开(公告)日:2021-07-09
申请号:CN202110366868.3
申请日:2021-04-06
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核电供热系统领域,具体为一种核电和火电耦合供汽系统,采用核电汽轮机抽汽作为给水的第一级加热,蒸汽发生器的主蒸汽作为第二级加热,产生低温蒸汽,第二级加热后的高温水引入热网加热器,将热网回水加热后送回热网供热,从火电汽轮机中抽取高温蒸汽,与第二级加热后的低温蒸汽在混合母管中混合后产生中温的过热蒸汽,供用户使用;本发明相比于现有技术,采用火电的高温蒸汽提升核电低温蒸汽的品质,提供工业用汽,充分利用核电的热量,同时减少火电的抽汽量,对区域性碳减排有重要贡献。
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公开(公告)号:CN111946487A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010877783.7
申请日:2020-08-27
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动斯特林装置,它包括安全筒,在所述安全筒内设置有核燃料块,所述核燃料块内设置有若干贯通的热管,所述热管的一端与斯特林发电机相连接,在所述核燃料块的外部包裹有控制反应性和放射性的控制环;与现有技术相比,采用了新的核能发电技术,即用核燃料块代替压水堆的燃料组件堆芯,通过贯通核燃料块的热管代替水,通过热管传递热量驱动的斯特林发电机发电,体积小,结构简单,可靠性高,为地面/水下/车载/通讯基站和通讯卫星等提供了新的电源选择,实现本发明的目的。
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公开(公告)号:CN111946415A
公开(公告)日:2020-11-17
申请号:CN202010871692.2
申请日:2020-08-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明的目的在于公开一种核驱动布雷顿装置,它包括容器,在容器的中部设置有核燃料块,在核燃料块中贯穿设置有若干导热管,核燃料快连接有布雷顿循环装置,布雷顿循环装置的一端连接有发电机,布雷顿循环装置的另一端连接有压缩机,核燃料块的外侧设置有反应性和放射性控制环,在核燃料块的外侧还设置有排热器;采用了新的核能发电技术,即耦合了核裂变技术和燃气轮机技术,通过使用超临界二氧化碳或氮气进行布雷顿循环,实现核能向电能的高效转换,显著简化了系统配置,体积小,结构简单,可靠性高,满足公路/船舶/飞机/宇航运输要求,可用于海陆空天各类场景,为数据中心、偏远矿区、紧急救援等提供核电保障。
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公开(公告)号:CN109147981A
公开(公告)日:2019-01-04
申请号:CN201810963332.8
申请日:2018-08-22
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电站安全壳过滤排气系统,包括乏燃料池、安全壳隔离阀、管道以及排气鼓泡器;其中,所述管道的进气口贯穿插入所述核电站安全壳内,所述管道的排气口插入所述乏燃料池内;所述排气鼓泡器设置在所述管道的排气口处;以及所述安全壳隔离阀设置在所述管道上,用于开启或关闭所述管道。该系统流程简单,布置灵活,利用压水堆核电厂现有的乏燃料池,无需设置复杂的专用系统及设备,造价低,运行操作简单。
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公开(公告)号:CN106297913A
公开(公告)日:2017-01-04
申请号:CN201610915311.X
申请日:2016-10-20
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
IPC: G21C13/028 , G21C9/06
CPC classification number: Y02E30/40 , G21C13/028 , G21C9/06
Abstract: 本发明提供一种可自动开启的密封结构,所述密封结构包括密封板以及弹性元件;其中,所述密封板设置有通孔,通孔上设置有过滤件;所述弹性元件在温度大于到预设值时发生形变,向所述密封板施加作用力从而将所述密封板打开。与现有技术相比,本发明的密封结构能够使氢复合器在安全壳内存储备用期间,保持密封状态;而在事故状态下,密封结构打开,使氢复合器自动投入运行的有益效果。
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公开(公告)号:CN103377732A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127359.6
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: F28D15/02 , F28D15/0266 , G21C15/257 , G21C19/07 , G21C19/08
Abstract: 本发明涉及基于热管的乏燃料池非能动余热导出系统,其在乏燃料池内的四周布置若干块隔板,且隔板的高度均低于乏燃料池的高度;在隔板的外侧与乏燃料池内壁之间布置多根蒸发端热管,这些蒸发端热管被分成若干组;每组蒸发端热管的顶端出口延伸出乏燃料池并且连接一路上升管的入口,该路上升管的出口连接包括多根冷凝端热管的一组冷凝端热管的顶部入口,该组冷凝端热管的底部出口连接一路下降管的入口,该路下降管的出口向下延伸至乏燃料池内、连接一组蒸发端热管的底部入口。本发明采用热管冷却乏燃料池,热管工作介质相变换热实现低温差高效换热,依靠密度差自然循环驱动,从根本上消除对电源和人员的依赖,实现乏燃料池长期非能动高效换热冷却。
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公开(公告)号:CN114446503B
公开(公告)日:2024-06-18
申请号:CN202111282323.0
申请日:2021-11-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明属于核电机组技术领域,具体公开了一种一体化小型反应堆核电机组的系统与堆机运行方法,包括一体化反应堆、汽轮发电机组、主要控制系统以及堆机运行方法;一体化反应堆包括压力容器、汽水分离器以及正常余热排出系统;压力容器内设有反应堆控制棒驱动机构和直流式蒸汽发生器,直流式蒸汽发生器的出口与汽水分离器的入口连接;正常余热排出系统的进出口与堆芯一回路管道相连接;汽轮发电机组包括汽轮机入口蒸汽调节阀、汽轮机、凝汽器、凝结水泵、除氧器、给水泵、给水调节阀、旁路蒸汽排放阀、分离器疏水排放阀以及发电机;本发明能够满足机组功率运行阶段、启动及停运过程中的内外部需求,并具备机组输出功率快速调节的能力。
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公开(公告)号:CN116240457B
公开(公告)日:2024-04-16
申请号:CN202211664907.9
申请日:2022-12-23
Applicant: 鞍钢股份有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/46 , C22C38/50 , C22C38/44 , C22C38/54 , C22C38/06 , C22C33/04 , C22B9/18 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21D8/02
Abstract: 本发明提供了一种超厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法,该钢的成分按重量百分比计如下:C:0.13~0.16%;Si:0.20~0.40%;Mn:1.10~1.50%;P≤0.010%;S≤0.005%;Ni:1.60~2.1%;Cr:0.41~0.59%;V:0.06~0.08%;Ti:0.05~0.08%;W:0.01~0.03%;B:0.003~0.005%;Ca:0.001~0.003%;Al:0.02~0.05%;[H]≤1.5ppm;[O]≤8ppm;余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法包括电渣重熔、加热、轧制、堆垛缓冷、调质处理;应用本发明生产的钢性能和组织均匀稳定,完全满足新型核电机组安全壳用钢的使用要求。
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