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公开(公告)号：CN103377730B
公开(公告)日：2015-08-26
申请号：CN201210127335.0
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18 , G21C15/257
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种用于核电站安全壳内的以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱。其在安全壳内水箱内设置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管分成若干组；每组蒸发端热管的顶部出口连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管延伸出安全壳并且出口连通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通一路下降连接管的入口，该路下降连接管延伸进入安全壳并且出口连通一组蒸发端热管的底部入口。本发明为安全壳提供分离式热阱，使安全壳具备最终热阱的功能，对于预应力混凝土安全壳，可使原本不具备最终热阱的安全壳，具备一定最终热阱能力；对于有最终热阱能力的钢制安全壳，也可通过分离式热阱增加冷却能力。
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公开(公告)号：CN103174912B
公开(公告)日：2015-08-26
申请号：CN201310011984.9
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种核电厂设备和管道用复合型保温层，该保温层通过若干独立的保温块搭接而成；当核电厂设备或管道外壁温度高于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填内保温层、支撑层一、包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三和外保温层；当核电厂设备或管道外壁温度低于200℃时，所述的保温块在壳体内依次装填包覆隔离材料的中子屏蔽层、支撑层二、伽马屏蔽层、支撑层三、外保温层。本发明能够在满足保温需求的基础上，减少人员受到的辐照剂量，满足“合理可行尽量低”的设计原则。
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公开(公告)号：CN103377738A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127019.3
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C19/07
Abstract: 本发明涉及核电站乏燃料贮存领域，涉及一种液体淹没式乏燃料贮存系统。采用非能动方式，解决实现乏燃料长期贮存。隔板为四周封闭的框架结构，并且在隔板的下部开设若干通水孔，隔板浸在冷却液中，位于隔板内侧的乏燃料贮存格架放置装载乏燃料组件的密封容器，乏燃料贮存池的隔板外侧区域的冷却液中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于地面上的空冷塔中。采用一个单独建造的水池作为乏燃料贮存池，用冷却液淹没盛有乏燃料组件的密封容器，乏燃料贮存池内冷却液的自然循环将乏燃料散发出的衰变热传递给分离式冷却装置，再通过分离式冷却装置通过空气将热量导出，从而可以替代乏燃料干式贮存方式。
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公开(公告)号：CN103377734A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127378.9
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳。所述的安全壳位于地下；其在安全壳的竖直段以及穹顶的外壁周围布置多根蒸发端热管，这些蒸发端热管被分成若干组；每组蒸发端热管的出口均连通一路上升连接管的入口，该路上升连接管的出口连通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通一路下降连接管的入口，该路下降连接管的出口连通一组蒸发端热管的入口。本发明为安全壳提供分离式热阱，使安全壳具备有最终热阱的功能，对于预应力混凝土安全壳，可以使原本不具备最终热阱的安全壳，具备一定的最终热阱能力；对于有最终热阱能力的钢制安全壳，也可以通过分离式热阱增加冷却能力。
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公开(公告)号：CN103377728A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127319.1
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备，非能动驱动，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN102290107A
公开(公告)日：2011-12-21
申请号：CN201010203196.6
申请日：2010-06-18
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明涉及核电站检修领域，具体公开了一种阻尼器检修翻转架。支架上设有检修平台，所述检修平台有两块，分别为检修平台I和检修平台II，它们分别通过铁链连接在支架上；所述的支架上设有可转动的回转平台，回转平台上设有抱紧装置。抱紧装置的设计，保证了阻尼器夹持翻转的稳定，方便快捷；回转平台的设计使阻尼器在能够360°任意角度悬停，方便开展检修工作；只要更换不同大小的抱紧装置就能对不同型号的阻尼器进行检修，减少了成本。
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公开(公告)号：CN102280156A
公开(公告)日：2011-12-14
申请号：CN201110169818.2
申请日：2011-06-21
Applicant: 大连宝原核设备有限公司 , 上海核工程研究设计院 , 山西中通高技术有限责任公司
Abstract: 本发明涉及一种铝基碳化硼中子吸收板的制备方法，是针对核装置保护的要求，采用铝粉、碳化硼粉、硅粉、钛粉、硼酸晶体混合，进行粉末冶金，制成矩形板，然后在压力机上、在加热状态下、在模具内进行热挤压成型，制得致密的铝基碳化硼中子吸收复合板，中子吸收复合板为灰白色，中子吸收率≥90％，碳化硼分布均匀，颗粒与基体结合紧密，基体显微硬度达185.8HV，颗粒显微硬度达2022.2HV，表面耐腐蚀电位为-0.45V，抗弯曲角度为≥10°，抗拉强度≥200MPa，断后伸长率≥1.8％，断后收缩率≥1.0％，此制备方法工艺先进合理，参数准确翔实，是较为理想的制备铝基碳化硼中子吸收板的方法。
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公开(公告)号：CN114789534A
公开(公告)日：2022-07-26
申请号：CN202210619509.9
申请日：2022-06-02
Applicant: 陕西特种橡胶制品有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: B29C44/34 , C08G18/42 , C08G18/48 , C08G18/58 , C08G101/00
Abstract: 本发明公开了一种双芯核燃料组件转运装备用泡沫功能材料的制备方法，双芯核燃料组件转运装备包括上壳体和下壳体，上壳体内开设有上壳体内腔和上排气孔，下壳体内开设有下壳体内腔和下排气孔；方法包括：步骤一、分别提供A液、B液和C液；步骤二、将A液、B液和C液混合，将混合料液通过上排气孔导入上壳体内腔，混合料液反应生成泡沫功能材料；步骤三、按照步骤二，向下壳体提供泡沫功能材料；步骤四、熟化。本发明可实现低导热系数非金属材料在焊装成整体的空腔金属壳体内部安装，填充后装备各部位密度均匀，满足转运装备技术要求，可实现该装备在经受最严重的事故后仍能保证核燃料组件零外露以及40年服役寿期内安全性的技术要求。
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公开(公告)号：CN110066376A
公开(公告)日：2019-07-30
申请号：CN201910378527.0
申请日：2019-05-08
Applicant: 陕西特种橡胶制品有限公司 , 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: C08G18/50 , C08K5/5333 , C08K5/3492 , C08K3/22 , C08K3/38 , C08K3/34 , C08K3/26 , C08K5/523 , C08G101/00
Abstract: 本发明公开了新燃料运输容器填充硬质聚氨酯泡沫材料的制备工艺，包括以下步骤：步骤一、将聚醚多元醇，阻燃剂，发泡剂，催化剂，消泡剂混合均匀，加热得到A料；将多异氰酸酯加热得到B料；步骤二、A料和B料混合后进行自由发泡；步骤三、预设各腔体内的泡沫材料密度为ρ0，向新燃料运输容器的腔体中提供密度为ρ0的硬质聚氨酯泡沫材料，熟化，完成硬质聚氨酯泡沫材料的填充。本发明满足新燃料运输容器不同部位填充硬质聚氨酯泡沫性能的要求，可提高新燃料运输容器的整体缓冲和耐热性能，有效避免运输容器因受热膨胀率过大导致的变形，能够满足新燃料运输容器在正常运输工况和事故运输工况条件下的安全需求，保障新燃料运输容器的服役寿命。
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公开(公告)号：CN107565264A
公开(公告)日：2018-01-09
申请号：CN201710557636.X
申请日：2017-07-10
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 中航光电科技股份有限公司
IPC: H01R13/533 , H01R13/514 , H01R13/52
Abstract: 本发明提供一种核电用矿物绝缘电缆连接器组件，其包括：电缆，所述电缆采用无机矿物绝缘电缆；及连接器，所述连接器与所述电缆之间的密封采用压缩弧形石墨密封环的无机密封技术。本发明提供的核电用矿物绝缘电缆连接器组件，可以满足核电站安全壳内高温、高湿、高辐照环境以及60年设计寿命要求。
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