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公开(公告)号:CN104733062B
公开(公告)日:2017-08-01
申请号:CN201510053786.8
申请日:2015-02-02
Applicant: 上海交通大学 , 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本发明公开一种大平板水膜试验任意点膜厚测量装置,主要由电机、齿轮、导轨、链条和膜厚探头组成,在所述大平板上、沿其长边方向安装钢质侧壁,顶部覆盖钢化玻璃构成通道,在所述钢质侧壁安装导轨,所述导轨上安装电机Ⅰ、Ⅱ以及由其分别驱动的齿轮Ⅰ、Ⅱ,在垂直导轨方向上安装链条,所述链条上固定膜厚探头,所述电机Ⅰ驱动齿轮Ⅰ转动时,整个装置沿导轨水平移动,从而使膜厚探头沿大平板长边方向移动,所述电机Ⅱ驱动齿轮Ⅱ转动时,齿轮Ⅱ带动所述链条转动,从而使膜厚探头沿大平板宽边方向移动。本发明所提供的装置,可以实现对大平板上任意点的膜厚测量,且只需要极少数的膜厚探头。
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公开(公告)号:CN103375862B
公开(公告)日:2016-03-02
申请号:CN201210127020.6
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02A30/274
Abstract: 本发明涉及核电站专设安全系统领域,特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置,左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通,并由乏燃料池余热驱动左制冷装置与右制冷装置,并由乏燃料池余热驱动吸附式制冷装置,从而产生四种工作模式,运行时,从左制冷装置输出冷量模式开始,然后回质过程、回热过程、接着右制冷装置输出冷量模式、再是回质过程,吸附床冷却过程、最后回到开始的左制冷装置输出冷量模式,如此循环进行,能有效控制主控室内温度,确保主控室工作人员的工作效率,具有非能动、安全、可靠性高的特点。
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公开(公告)号:CN105224753A
公开(公告)日:2016-01-06
申请号:CN201510659108.6
申请日:2015-10-13
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G06F17/50
CPC classification number: Y02E40/76 , Y02E60/76 , Y04S10/545 , Y04S40/22
Abstract: 本发明公开了一种非能动核电厂多专业设计验证平台,包括平台内核服务器、热工水力分析模块、电厂控制模块、严重事故分析模块和人机显示模块。平台内核服务器是各分析程序耦合、数据交互的中心;热工水力分析模块,采用RELAP5对一回路、二回路及辅助系统进行建模,可以覆盖从正常运行到大破口等绝大部分工况;电厂控制模块,仪控算法采用SCADE进行建模,自动生成源代码;严重事故分析模块集成NRC认可的MAAP程序,解决RELAP无法实现的严重事故工况分析的问题,实现从正常瞬态、事故到严重事故等全工况分析;人机显示画面模块采用商用DCS建模实现。本发明利用软件集成技术将多专业成熟的分析功能集成于一起,为新研发核电厂的设计验证提供了平台和工具。
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公开(公告)号:CN103377729A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127332.7
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域,具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。解决大型压水堆核电站事故后堆芯余热长期完全非能动余热排出问题。堆芯完全非能动冷却装置。屏蔽厂房的顶部采用双层结构,在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部,同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土中间通道,双层的钢制混凝土顶部构成水箱。不仅扩大了水箱的容积,承载了可以延长72小时后、15天-40天余热排出所需要的1500吨至12000吨冷却水,实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出;而且实现了屏蔽厂房与水箱的一体化设计,有利于屏蔽厂房的模块化施工建造。
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公开(公告)号:CN103375862A
公开(公告)日:2013-10-30
申请号:CN201210127020.6
申请日:2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02A30/274
Abstract: 本发明涉及核电站专设安全系统领域,特别涉及一种用于核电站主控室的非能动空调系统。解决主控室在事故后72h后的、长期的可居住性的问题。本发明采用双吸附式制冷装置,左制冷装置与右制冷装置之间借助于连通阀连通,并由乏燃料池余热驱动左制冷装置与右制冷装置,并由乏燃料池余热驱动吸附式制冷装置,从而产生四种工作模式,运行时,从左制冷装置输出冷量模式开始,然后回质过程、回热过程、接着右制冷装置输出冷量模式、再是回质过程,吸附床冷却过程、最后回到开始的左制冷装置输出冷量模式,如此循环进行,能有效控制主控室内温度,确保主控室工作人员的工作效率,具有非能动、安全、可靠性高的特点。
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公开(公告)号:CN101126470A
公开(公告)日:2008-02-20
申请号:CN200710151604.6
申请日:2007-09-25
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: F16L3/18
Abstract: 本发明属于管道支撑领域,具体公开了一种管道单臂滑动/导向支撑组件,它包括用于夹持被支撑管道的管夹,它还包括单臂结构梁,单臂结构梁的一端根部与单轨滑动约束组件固定连接,以便将单臂结构梁固定于柱、墙或楼板等结构上,管夹通过管部连接组件与单臂结构梁的另一端连接,以实现管道所要求的滑动/导向的约束。本发明的支撑组件占用空间较小,布置方便、不受管道距支架生根部位远近条件的制约,较大程度减小了支架部件间摩擦对管道造成的不利影响以及支架对管道保温的不利影响。
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公开(公告)号:CN119626597A
公开(公告)日:2025-03-14
申请号:CN202311184945.9
申请日:2023-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor: 郑明光 , 严锦泉 , 卢洪早 , 王明弹 , 景益 , 史国宝 , 葛鸿辉 , 施伟 , 顾申杰 , 陈煜 , 王勇 , 颜岩 , 廖承奎 , 刘鑫 , 王煦嘉 , 田林 , 林绍萱 , 王伟
IPC: G21C15/18 , G21C15/243 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核蒸汽供应系统,其中的热段主管道的两端分别连接反应堆压力容器和蒸汽发生器,主泵立式地连接蒸汽发生器,冷段主管道的两端分别连接压力容器和主泵,热段主管道设有第一液位取压口和第二液位取压口,第一液位取压口位于热段主管道的底部,第二液位取压口靠近蒸汽发生器并位于热段主管道的顶部,反应堆冷却剂系统还包括稳压器和波动管,波动管的一端连接至其中一根热段主管道,波动管的另一端连接至稳压器的底部。所述非能动核蒸汽供应系统可容许堆芯额定功率显著提高。
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公开(公告)号:CN119285034A
公开(公告)日:2025-01-10
申请号:CN202411417830.4
申请日:2024-10-11
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 清华大学
IPC: C02F1/30 , C02F1/72 , B01J35/39 , B01J31/38 , C02F101/30
Abstract: 本发明属于辐照催化技术领域,具体涉及一种用于降解煤化工污水的辐照催化工艺方法及其应用。具体的,所述辐照催化工艺方法包括:向煤化工污水中施加铁基金属有机框架/二氧化钛复合材料作为辐照催化剂使用,然后进行辐照处理用于降解煤化工污水。所述铁基金属有机框架/二氧化钛复合材料催化剂,其可以利用辐照能量在水溶液中催化高效降解高分子有机化合物,且可实现重复回收利用,稳定性良好,降低了辐照降解污水的处理成本,具有良好的实际应用之价值。
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公开(公告)号:CN115896645B
公开(公告)日:2024-05-31
申请号:CN202211466897.8
申请日:2022-11-22
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海大学 , 浙江久立特材科技股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核能用含铍铁素体不锈钢合金材料及其制备方法,涉及不锈钢制备技术领域及核能领域,该不锈钢合金材料的成分按照如下质量百分比组成:Cr:9.0~12.4,Al:3.5~6.5,Mo:1.5~2.5,稀土Y或La:0.01~0.15,Be:10~1500ppm,其余成分为铁和不可避免的杂质。本发明经配料和真空感应熔制后,浇注成型,经热锻、热轧、热挤压、冷轧和退火等处理工艺,可获得含铍铁素体不锈钢合金管材或板材或棒材用于轻水核反应堆的核燃料组件,管材可用于核燃料元件的包壳或者用于核燃料组件的导向管,板材可用于核燃料组件的格架条带,棒材可用于核燃料元件的端塞或导向管的端塞。
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公开(公告)号:CN116219279B
公开(公告)日:2024-04-16
申请号:CN202211665196.7
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 , C22C38/58 , C22C38/44 , C22C38/46 , C22C38/06 , C22C38/54 , C22C38/50 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D1/18 , C22C33/04 , B22D11/00 , G21C13/087
Abstract: 本发明公开了一种高强度高韧性核反应堆安全壳用钢及其制造方法,钢的成分包含C:0.12~0.17%;Si:0.6~0.8%;Mn:1.2~1.6%;P≤0.010%;S≤0.003%;Ni:0.2~0.4%;Cr:0.65~0.8%;Mo:0.2~0.5%;V:0.06~0.09%;Al:0.05~0.08%;B:0.0005~0.0009%;Zr:0.005~0.009%。[O]≤20ppm;[H]≤1.5ppm。采用高渗透直轧+低温淬火+高温回火热处理工艺,钢板室温拉伸强度>710MPa,屈服强度≥630MPa,断后伸长率≥20%;200℃高温拉伸抗拉强度>670MPa,屈服强度>580MPa;‑60℃冲击功≥200J。钢板在经保温温度为605℃,保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持优异的力学性能。获得了一种高性能复相组织核反应堆安全壳用钢,且生产工艺稳定、简练,适合工业批量化生产。
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