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公开(公告)号：CN105040721A
公开(公告)日：2015-11-11
申请号：CN201510493861.2
申请日：2015-08-12
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: E02D27/16
Abstract: 本发明提供了一种核电钢结构及楼板模块通用吊具，本发明通用于核电站钢结构及楼板模块的通用吊具可用于配合钢结构及楼板模块施工过程中的吊装工作，这种吊具可根据钢结构形状及楼板模块的形状进行调整，从而适配不同形状和质量的钢结构及楼板模块吊装工作。这种吊具的设计一方面有利于减少钢结构和楼板模块的吊装变形，另一方面可以降低为这些钢结构和楼板模块配套专用吊具所产生的成本。
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公开(公告)号：CN103377728B
公开(公告)日：2015-09-30
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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公开(公告)号：CN103377734B
公开(公告)日：2015-08-26
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：CN103378767A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127034.8
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: H02N11/00
Abstract: 本发明提供一种基于热电直接转换的核电站事故后供电装置。第一吸热端布置在安全壳内的堆内水箱侧壁；第一吸热端通过第一连接部件连接布置在安全壳外的第一散热端；第一散热端内设置第一冷端电极，第一吸热端内设置第一热端电极；第一热端电极通过导线连接第一电控装置。第二吸热端布置在安全壳内的压力容器堆腔的四周，以及压力容器下方的熔融物滞留槽的下部；第二吸热端通过第二连接部件连接布置在安全壳外的第二散热端；第二散热端内设置第二冷端电极，第二吸热端内设置第二热端电极；第二热端电极通过导线连接第二电控装置。本发明利用堆芯余热，可为氢气点火器持续供电，也可为安全监测和安全控制系统长时间供电。
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公开(公告)号：CN103377730A
公开(公告)日：2013-10-30
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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Patent Agency Ranking
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：CN103377721A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127014.0
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后II型堆外熔融物滞留装置，包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器，还包括围于内墙之外的外墙、以及固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置；堆芯熔融物滞留装置上表面上设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为一个斜面，倾斜角度为15度～80度，斜面上靠近外墙底部的位置为圆弧形；内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道与蒸汽上升第二通道；内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道；堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计，用不同的材料包容熔融物，应用冷却剂环路对熔融物进行冷却，提高了核电站的高全性。
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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：CN119920333A
公开(公告)日：2025-05-02
申请号：CN202510398625.6
申请日：2025-04-01
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种反应堆的硼沉积质量计算方法、设备及存储介质，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的反应堆的硼沉积质量计算方法包括：计算污垢内部的硼锂化合物沉积质量；计算污垢表面的硼吸附质量；对所述硼锂化合物沉积质量和所述硼吸附质量求和，得到硼沉积质量。本申请考虑硼锂化合物沉积和硼吸附两种硼沉积机理，结合这两种沉积机理计算总的硼沉积质量，实现了反应堆的硼沉积质量计算，并使得计算结果更加准确。
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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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