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公开(公告)号：CN118184196A
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202410592473.9
申请日：2024-05-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C04B14/32
Abstract: 本申请提供了一种导热填料的制备方法、导热填料和导热材料，该制备方法包括步骤：在多孔材料表面涂覆核材和金属化合物的水解产物；对涂覆有核材和金属化合物水解产物的多孔材料进行第一热处理，以制备导热填料前驱体，导热填料前驱体包括多孔材料、核材和金属化合物水解产物；从导热填料前驱体中的多孔材料上剥离核材和金属化合物水解产物，以获得导热填料，内核包括核材，外壳包括金属化合物水解产物，导热填料的表面具有羟基基团，导热填料具有枝状结构。本申请的导热填料具有枝状结构，能够通过彼此搭接而构建出高效的导热路径。导热填料表面具有较高的活性，可以避免导热填料在基质中团聚，羟基基团可键合到耐高温基质上。
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公开(公告)号：CN115240879B
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202210782871.8
申请日：2022-07-05
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，且安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀，采用本发明的安全系统结构简单，适用于小型反应堆。
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公开(公告)号：CN112923109B
公开(公告)日：2024-04-09
申请号：CN202110302346.7
申请日：2021-03-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，特别涉及一种安全泄压阀门系统，无需依赖安全级电源驱动，达到信号整定值即可自动开启，实现高压和低压容器的内外压力平衡，满足自动卸压要求，为反应堆专设系统注入提供成功条件；同时，为防止误动作，提出信号叠加阈值判断的设计方案，本发明相比于现有技术，依靠液压处于初始关闭状态，当满足信号后，依靠弹簧非能动开启，无需电源，具有很高的安全级；为防止误动作，本设计阀门可设计具有阈值特征，保护高压容器边界的完整性。
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公开(公告)号：CN115440406A
公开(公告)日：2022-12-06
申请号：CN202210989729.0
申请日：2022-08-18
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种带伴随体的辐照靶组件，涉及放射性同位素生产领域，包括：包括辐照靶和伴随体，所述伴随体的顶端活动连接有辐照靶，其特征在于，所述辐照靶的外侧包裹有靶件外壳，所述辐照靶的内部包裹有待辐照材料，所述伴随体的外侧设置有壳体，且壳体的内部设置有中子吸收体，所述壳体的底端固定连接有下端板。本发明通过在壳体的内部设置有中子吸收体，利用中子吸收体抵消辐照靶移动对反应堆核特性的影响实现不停堆的辐照靶装卸操作，提高反应堆开展辐照试验过程的运行稳定性，避免因短周期、连续性辐照操作导致的反应堆频繁停堆与启动，减轻反应堆运行工作压力，提升反应堆运行安全性。
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公开(公告)号：CN115240879A
公开(公告)日：2022-10-25
申请号：CN202210782871.8
申请日：2022-07-05
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及一种双层安全壳反应堆安全系统及反应堆系统，包括压力容器，压力容器内设有堆芯挡板，其特征在于，压力容器固定在内层安全壳内，内层安全壳顶部设有外层安全壳，内层安全壳顶部和外层安全壳均位于安全壳冷却水箱内部，且安全壳冷却水箱的箱壁上还固定有空气管道，堆芯挡板外侧的压力容器空间内设有蒸汽发生器，蒸汽发生器接入安装有阀门的余热排出循环管道中，余热排出循环管道安装有位于安全壳冷却水箱内的换热器，压力容器与安注水箱连通，压力容器还安装有第一卸压组件，堆芯挡板还具有自然循环口，自然循环口处设有旁通自然循环阀，采用本发明的安全系统结构简单，适用于小型反应堆。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115019983A
公开(公告)日：2022-09-06
申请号：CN202210569162.1
申请日：2022-05-24
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/257
Abstract: 本发明属于热管反应堆技术领域，特别涉及一种热管堆系统设计和非能动热管堆余热排出系统及方法，包括：堆芯，两侧分别插有热管；燃料设计为六棱柱蜂窝孔状，热管安插孔内部与燃料紧密接触直接传热；第一热管换热器，与所述堆芯一侧的所述热管热交换；第二热管换热器，与所述堆芯另一侧的所述热管热交换；热动转换系统，向所述第一热管换热器和所述第二热管换热器送入冷流体，并吸收热量成为热流体返回；本发明可以减少堆芯传热过程中的传热路径、降低热阻，同时可以降低对高温热管长度的需求，且能实现无限时的非能动堆芯余热排出。
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公开(公告)号：CN112923109A
公开(公告)日：2021-06-08
申请号：CN202110302346.7
申请日：2021-03-22
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，特别涉及一种安全泄压阀门系统，无需依赖安全级电源驱动，达到信号整定值即可自动开启，实现高压和低压容器的内外压力平衡，满足自动卸压要求，为反应堆专设系统注入提供成功条件；同时，为防止误动作，提出信号叠加阈值判断的设计方案，本发明相比于现有技术，依靠液压处于初始关闭状态，当满足信号后，依靠弹簧非能动开启，无需电源，具有很高的安全级；为防止误动作，本设计阀门可设计具有阈值特征，保护高压容器边界的完整性。
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公开(公告)号：CN112750546A
公开(公告)日：2021-05-04
申请号：CN202011545100.4
申请日：2021-03-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21G4/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆长寿期中子源装置及使用方法，所述装置包括可密封安装长寿期中子源的中子源组件，所述中子源组件与反应堆控制棒驱动机构相连接，所述中子源组件通过所述反应堆控制棒驱动机构插入或提出反应堆堆芯；所述长寿期中子源可选择镅铍源或钚铍源。本发明可以显著降低中子源材料在反应堆运行时的消耗，保持中子源材料的长寿期特性，因而可以一个或多个机组重复使用，从而避免国内每个新建核动力厂机组都有面临一次中子源材料采购的工程造价和工程进度不确定性。
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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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