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公开(公告)号：CN119740380A
公开(公告)日：2025-04-01
申请号：CN202411835539.9
申请日：2024-12-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G16C20/30 , G06F111/08 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及一种安全壳内氢气燃爆转变概率的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：根据安全壳内隔间的几何特征确定隔间的几何结构分级以及所属级别；根据混合物的爆炸单元宽度确定混合物的类别；基于隔间的几何结构分级和混合物的类别，确定隔间内引发氢气燃爆转变的分级并分配等级失效概率CFP；计算隔间的混合物各类别的离散概率分布CPD；基于等级失效概率CFP和离散概率分布CPD，计算安全壳内引发氢气燃爆转变的概率。本发明能够有效支持安全壳内燃爆风险的评价。
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公开(公告)号：CN119623035A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202411671989.9
申请日：2024-11-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F30/18 , G06F119/02 , G06F113/14 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F119/12
Abstract: 本发明涉及一种非能动核电厂蒸汽发生器传热管蠕变失效的仿真方法、仿真设备及可读存储介质。该仿真方法包括步骤：获取传热管蠕变失效的缺陷数据；计算缺陷数据中的传热管的长度缺陷的最大缺陷频率，以及深度厚度比的缺陷频率，形成两者的缺陷组合，计算缺陷组合的缺陷频率；基于传热管的几何结构及缺陷组合计算应力放大因子；选取高压熔堆事故序列，提取高压熔堆事故序列中传热管随时间变化的状态参数；基于缺陷频率、应力放大因子和状态参数，计算蠕变失效模型的关键参数；随机抽样缺陷组合，通过蠕变失效模型统计概率失效结果，并计算最易失效时间。本发明能够计算传热管蠕变失效概率，有利于提升非能动核电厂系统的研发和设计的安全性。
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公开(公告)号：CN119442703A
公开(公告)日：2025-02-14
申请号：CN202510024980.7
申请日：2025-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/20
Abstract: 一种计算铝合金重水箱嬗变硅分布的方法与计算装置，属于核工程领域。计算铝合金重水箱嬗变硅分布的方法包括以下步骤：首先提供反应堆模型，并基于反应堆模型利用蒙特卡洛程序建立三维粒子输运模型；结合中子与Al‑27、Al‑28和Si‑28的反应截面和响应函数，进行三维中子‑光子耦合粒子输运计算；计算Al‑27的(n,γ)反应率空间分布、Al‑27的总吸收反应率空间分布、Al‑28的总吸收反应率空间分布以及Si‑28的总吸收反应率空间分布；最后计算得到硅在铝合金重水箱中的嬗变产量与空间分布。该方法能够计算得到精确的嬗变硅空间分布，提高铝合金重水箱中子辐照损伤定量化评价的模拟精度。本发明还提供一种计算装置。
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公开(公告)号：CN119188195A
公开(公告)日：2024-12-27
申请号：CN202411707451.9
申请日：2024-11-27
Applicant: 宝银特材科技股份有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: B23P15/00
Abstract: 本发明公布了一种高精度带内齿结构变径无缝传热管的制造方法，包括以下步骤：a、制得高精度传热管光管中间品；b、对所述中间品进行第一次冷加工，使整支管材内齿结构形成，但齿形尺寸比最终齿形略高略窄，得到带齿中间品；c、对所述带齿中间品的一端进行第二次冷加工，减径减壁，减壁量为S1，此时内模齿形结构为最终齿形尺寸，得到小径段；d、对所述带齿中间品的另一端从所述小径段的冷加工停止处开始进行第三次冷加工，使之减径减壁，减壁量为S2，S2＜S1，此时内模齿形结构为最终齿形尺寸，得到大径段。采用本发明制得的无缝传热管尺寸精度高，内表面结构特殊，外径变径且过渡平顺，管体直线度优的特点，可以同时实现传热、提供介质流道的功能。
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公开(公告)号：CN119064258A
公开(公告)日：2024-12-03
申请号：CN202411571477.5
申请日：2024-11-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 北京大学
Abstract: 一种用于预测铝材料耐中子辐照性能的试验方法，属于耐辐照材料领域：提供铝材料样品和目标试验区域的离位损伤剂量目标，根据离位损伤剂量目标计算得到嬗变产生的元素原子浓度；注入固态元素离子模拟固体嬗变损伤，注入气态元素离子模拟气体嬗变损伤，注入重离子并使重离子穿过目标试验区域以模拟离位损伤；切取目标试验区域截面样品进行纳米硬度测试和微观辐照损伤统计，根据统计结果预测铝材料在同等中子辐照下的损伤行为。该方法无需采用中子源，能够对离位损伤、固体嬗变损伤、气体嬗变损伤及其协同效应进行准确模拟，提高铝材料耐中子辐照性能的预测准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118726780A
公开(公告)日：2024-10-01
申请号：CN202411022499.6
申请日：2024-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种核工业用5系铝合金的制造方法，包括以下步骤：在熔炼坩埚与熔炼工具表面涂覆涂覆料，涂覆料包括纯水、水玻璃、氧化铝和氧化镁；按照2.4％‑2.8％的Mg，0.15％‑0.35％的Cr、0.02‑0.05％的Zr、0.02％‑0.04％的Ti，余量为Al的配比进行熔炼得到合金铸锭，杂质中Si≤0.1％，Fe≤0.12％，Mn≤0.1％，Zn≤0.1％，Cu≤0.1％，Ga≤0.04％，Cd≤0.003％，B≤0.001％，Li≤0.008％，Co≤0.001％，其它单个重量杂质不超过0.05％，杂质总量不超过0.15％；均匀化处理并热加工后得到成品铝材。该方法制造的铝合金能够有效减少嬗变产生的氦气泡，提高辐照环境下的使用寿命。本发明还提供一种核工业用5系铝合金。
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公开(公告)号：CN118705465A
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410767898.9
申请日：2024-06-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海交通大学
Inventor： 王煦嘉 , 李玲 , 肖飞 , 左舜贵 , 周全 , 夏栓 , 王弘昶 , 巢孟科 , 唐力晨 , 傅弘伦 , 唐熠彬 , 王健 , 曾小勤 , 杨星 , 余建辉 , 陈琛 , 龚震鑫 , 李经怀 , 应秉斌
IPC: F16L55/033 , F16L9/21 , F16F15/04
Abstract: 本发明提供一种管道减振装置及方法，管道减振装置包括支撑机构和至少一个可变减振机构，支撑机构沿目标管道的轴向穿设于目标管道内；可变减振机构包括固定部和活动部，固定部固设于支撑机构，活动部沿目标管道的径向尺寸可调；其中，在安装状态下，可变减振机构的活动部受冷可拉长，以使外径小于目标管道的直径；在工作状态下，可变减振机构的活动部受热膨胀并与目标管道的内壁抵接。上述管道减振装置，因为可变减振机构在不同温度下外径尺寸不同，进而安装和拆卸均非常便捷，在工作状态下可以对目标管道进行支撑，进而可以对管道机械振动具有良好隔离以及显著降低结构噪音，有利于改善环境、提高设备的使用寿命以及降低设备的维护和更新成本。
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公开(公告)号：CN113113160B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110360733.6
申请日：2021-04-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电污染过滤领域，特别涉及一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统，包括：泄漏收集装置，所述泄漏收集腔罩设在安全壳顶部的闸门上，形成泄漏收集腔；抽气单元，包括抽气管路，所述抽气管路的一端连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于将所述泄漏收集腔中的气体抽出；注水单元，其一端通过管路连接有水箱，另一端通过管路连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于向所述泄漏收集腔中注入液体；本发明相比于现有技术，避免了正常运行期间设备闸门长期浸泡在水中的腐蚀和密封老化，以及设备闸门打开时的不便，大大缩短换料的时间，同时提高了设备运行的可靠性，提升运行安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN118230993A
公开(公告)日：2024-06-21
申请号：CN202410356969.6
申请日：2024-03-27
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/14 , G21C15/16 , G21C17/017
Abstract: 本发明提供一种反应堆冷却剂循环管道及状态监测方法，反应堆冷却剂循环管道包括管体，管体包括相连的顶部输送段和底部输送段，底部输送段上设有循环泵，顶部输送段位于池顶，底部输送段位于池内；顶部输送段顶部设有分离部，分离部包括集气腔，用于分离及收集管体内冷却剂中的不凝性气体。本发明反应堆冷却剂循环管道，在管体的顶部输送段设置分离部，可以对冷却剂中的不凝性气体进行分离和收集，减少冷却剂在管体内受到的阻力，同时可以减少循环泵入口进入的不凝性气体的量，提高循环泵的运行稳定性。
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公开(公告)号：CN113744899B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110613923.4
申请日：2021-06-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电领域，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；本发明相比于现有技术，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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