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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：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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Patent Agency Ranking
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。
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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。
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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。
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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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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。
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