-
公开(公告)号：CN108417282B
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN201810450060.1
申请日：2018-05-11
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种反应堆回路，所述反应堆回路包括反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱、冷却剂泵，其中,所述反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱以及冷却剂泵通过管路依次连接而成。本发明还提供了具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构。本发明的低温供热反应堆的回路结构，设备成本低；回路简单，取消了包括稳压器等设备；具有较高的自然循环能力,能实现设计高安全性和事故下常规介入可行性，实现经济性和安全性的融合。
-
公开(公告)号：CN119373347A
公开(公告)日：2025-01-28
申请号：CN202411611108.4
申请日：2024-11-12
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种钢混组合安全壳连接节点，涉及核电技术领域，钢安全壳筒体嵌入预应力混凝土安全壳筒体内的混凝土中，所述钢安全壳筒体设有加劲肋环板，预应力混凝土安全壳筒体内的纵向预应力钢筋与加劲肋环板连接；所述纵向预应力钢筋在预应力混凝土安全壳筒体底部环廊张拉形成张拉廊道；所述预应力混凝土安全壳筒体的混凝土内还设有环向预应力筋，所述环向预应力筋在扶壁柱处张拉。本发明通过钢安全壳上加劲肋与混凝土安全壳中预应力筋的共同作用，增强安全壳整体刚度，确保在事故发生情况下保障安全壳的完整性。
-
公开(公告)号：CN118292457B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410722376.7
申请日：2024-06-05
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电机组核岛厂房及附属厂房并行施工方法，施工方法包括：采用明挖放坡法施工核岛厂房及附属厂房的联合基坑；在坡脚面上施工水平抗剪装置以及在斜坡面上施工抗滑装置；在坡脚面上靠近斜坡面一侧，分层施工回填区支撑体至水平拉梁的底部标高；在坡顶面上施工锚定柱及水平拉梁，施工回填区支撑体至坡顶面标高；同时施工核岛厂房和附属厂房。上述施工方法可以同时施工核岛厂房和附属厂房，解决了附属厂房必须等待核岛厂房开工数月之后方可施工的问题，解决了附属厂房晚开工造成核电厂整体发电投运时间滞后的问题，能够大幅提前附属厂房的开工及完成时间，大大缩短了核岛厂房倒送电节点完成时间，极大优化了机组的建设总周期。
-
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。
-
公开(公告)号：CN116453717B
公开(公告)日：2024-01-23
申请号：CN202211474968.9
申请日：2022-11-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/12 , G21C15/14 , G21C15/243
Abstract: 本公开提供了一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法，属于核反应堆冷却系统技术领域，包括反应堆压力容器和外部保温层，所述外部保温层设置在反应堆压力容器外侧，且与反应堆压力容器外壁间隔设置；所述反应堆压力容器的底部设置有导流注水通道，所述导流注水通道的出口与反应堆压力容器下封头中高角度处的外部保温层相连接。本公开通过设置导流注水通道，在导流注水通道的引导下使温度较低的水直接冲刷压力容器下封头中高角度区域，使压力容器外壁面产生的气泡能够及时脱离，防止偏离泡核沸腾现象的发生，从而提升外壁面处的CHF，显著增大IVR成功可能性。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116121646B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202211665169.X
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 , C22C38/08 , C22C38/16 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C22C33/04 , B22D11/00 , C21D1/00 , C21D6/00 , C21D8/02 , C21D11/00
Abstract: 本发明提供了一种高强度低碳当量核反应堆安全壳用钢及其制造方法，该钢的成分按重量百分比计如下：C：0.07％～0.11％；Si：0.10％～0.30％；Mn：0.80％～1.20％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.30％～0.55％；Cu：0.25％～0.45％；Mo：0.25％～0.55％；V：0.08％～0.12％；Nb：0.065％～0.090％；Ti：0.020％～0.040％；Al：0.020％～0.050％；N：0.020％～0.035％；V/N＞3；B：0.001％～0.003％；[O]≤10ppm；[H]≤2ppm，Ceq≤0.41％，余量为Fe和不可避免的杂质。制造方法，包括冶炼、连铸、加热、控轧控冷、缓冷、离线回火热处理，应用本发明生产的钢板具有在焊接热输入10～200kJ/cm下，焊接接头‑45℃冲击功≥150J。
-
公开(公告)号：CN116070544B
公开(公告)日：2024-01-09
申请号：CN202310089974.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F119/02 , G06F119/08 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于堆芯熔融物喷射的压力容器完整性分析方法、系统、电子设备及计算机可读存储介质，属于压水反应堆严重事故技术领域。本发明通充分考虑到在熔融物向下封头喷射的全过程中，熔融物与压力容器壁面之间材料的状态、物性和形态根据熔融喷射物初始状态和进程时间而发生的改变，综合分析堆芯熔融物向下封头喷射对压力容器完整性的影响，提高了对压力容器完整性判断的准确性，及时发现压力容器的损坏情况，避免对安全壳和环境造成重大影响。解决了现有技术中存在“无法准确获取熔融物对压力容器壁面的侵蚀速率，从而影响对压力容器完整性的判断”的问题。
-
公开(公告)号：CN117010290A
公开(公告)日：2023-11-07
申请号：CN202310737147.8
申请日：2023-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/06 , G06F113/08 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本公开涉及核反应堆安全运行评估技术领域，提出了一种带水膜冷却的钢制安全壳内氢气风险分析方法及系统，构建了水膜冷却模拟模型，用于实现安全壳外部降液摸的传热传质过程模拟，将模拟结果传输至三维氢气风险分析CFD程序耦合，实现CFD程序的补充，能够适用于非能动核电厂的三维氢气风险分析，有效提高核电厂事故后氢气风险分析准确性。
-
公开(公告)号：CN116956661A
公开(公告)日：2023-10-27
申请号：CN202310721891.9
申请日：2023-06-16
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本公开提供了一种反应堆严重事故下安全壳内氢气风险仿真方法及系统，涉及氢气风险仿真技术领域，方法包括针对严重事故序列，获取反应堆严重事故数据，进行严重事故进程分析，获取三维分析所需的产氢源项参数；根据安全壳实际空间尺寸建立三维分析模型，设置节点关键参数，对节点进行建模以及网格划分，将安全壳划分为多个隔间区域；采用超实时仿真并假设严重事故发生，利用三维分析模型，分析安全壳各个隔间区域的氢气浓度，根据判断准则，确定各个区域该氢气浓度下所处的风险程度，并在三维仿真画面中实时显示，预测核电厂安全壳内氢气风险。本公开能够计算出安全壳每个隔间不同区域的氢气浓度，有效的对氢气风险进行预测。
-
公开(公告)号：CN116306335A
公开(公告)日：2023-06-23
申请号：CN202211632241.9
申请日：2022-12-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F113/08 , G06F119/08
Abstract: 本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
181
records
(took 0.029 seconds)
