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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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公开(公告)号：CN117451399A
公开(公告)日：2024-01-26
申请号：CN202311390793.8
申请日：2023-10-24
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 同方威视技术股份有限公司
Abstract: 本发明属于核工业技术领域，提出了一种废料桶表面沾污自动取样装置、检测系统及方法，在位于擦拭轮和放布机构之间的位置上设置有第一导向张紧轮，位于擦拭轮和收布机构之间的位置上设置有第二导向张紧轮，擦拭布传输过程中，一直被第一导向张紧轮和第二导向张紧轮张紧；并且，擦拭布与第一导向张紧轮靠近机架的一侧接触，擦拭布与第二导向张紧轮远离机架的一侧接触，根据擦拭布在不同位置节点的输送特点，避免了放布过快或收布过慢等误差引起的出现松弛现象和堆积的现象，保证了取样和检测效率及精度；同时，擦拭布处在第二导向张紧轮与收布机构之间的部分平行于与水平面，有利于检测仪的水平扫描，避免了因扫描角度偏差较大等导致的检测误差。
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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。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116790940B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202311093622.9
申请日：2023-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种核屏蔽用镍基合金，按重量比计包括以下成分：C≤0.03%，Cr：14%‑17%，Gd：0.5%‑5%，Fe：5%‑10%，Al：0.5%‑5%，余量为Ni和不可避免的杂质。该合金中Gd元素能够有效发挥中子屏蔽效果，同时Gd、Al元素能分别形成强化相，有效提高合金的室温与高温力学性能。本发明还提供一种核屏蔽用镍基合金的制造方法。
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公开(公告)号：CN116121645B
公开(公告)日：2023-12-15
申请号：CN202211664961.3
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 , C22C38/12 , C22C38/14 , C22C38/06 , C21D8/02 , C21D1/18 , C21D6/00 , C21C7/00
Abstract: 本发明公开了一种特厚规格高强度核反应堆安全壳用钢及其制造方法，钢的成分包含C：0.10～0.14％；Si：0.20～0.40％；Mn：1.9～2.3％；P≤0.010％；S≤0.005％；Ni：0.41～0.60％；Mo：0.96～1.20％；V：0.06～0.09％；Ti：0.02～0.04％；Al：0.04～0.07％；N：0.007～0.01％；[O]≤20ppm；[H]≤1.5ppm。采用两阶段控制轧制+离线调质热处理，钢板室温拉伸强度≥730MPa，屈服强度≥650MPa，断后伸长率≥23％；250℃高温拉伸抗拉强度＞690MPa，屈服强度＞610MPa；‑45℃冲击功≥200J；TNDT≤‑50℃。钢板在经保温温度为615℃，保温时间为10h的模拟焊后热处理后依然保持着良好的力学性能，满足新一代大型压水堆核电机组安全壳对高强钢的使用要求。
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公开(公告)号：CN117038126A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202310924882.X
申请日：2023-07-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本公开涉及核电安全监测技术领域，提出了一种核电安全壳空气过滤系统智能健康监测方法及系统，监测方法包括：基于物理一致性对核电安全壳空气过滤系统内的部件进行异常检测，得到每个部件的检测结果；根据每个部件的检测结果，以及设定的阈值，确定每个部件异常程度的警示等级；针对系统的所有部件，按照异常程度的警示等级、警示时长以及警示权重进行加权计算，得到系统机组的健康度指数，用来监控机组总体健康状况。基于物理一致性构建异常检测算法，算法可靠，通用性强；根据异常判断结果得到不同的警示等级，根据警示等级获得健康度指数，能够直观反映到机组整体健康状况，可以根据系统健康状况变化趋势开展预测性维护。
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公开(公告)号：CN116121646A
公开(公告)日：2023-05-16
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。
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公开(公告)号：CN115896645A
公开(公告)日：2023-04-04
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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