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公开(公告)号：CN103928061A
公开(公告)日：2014-07-16
申请号：CN201310011885.0
申请日：2013-01-14
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明属于核电安全设备设计技术领域，具体涉及一种逆推式反应堆压力容器及其堆内构件。主隔离板和次隔离板焊接于反应堆压力容器底封头，主隔离板位于次隔离板上方；高性能液压千斤顶坐落于次隔离板上；渐变式控制棒坐落于主隔离板上，其下端插入主隔离板，其上端插入反应堆压力容器顶封头；堆内结构导向钢柱焊接于反应堆压力容器底封头，其上端插入反应堆压力容器顶封头；燃料组件托盘位于主隔离板上方，其上开有若干个孔，渐变式控制棒、堆内结构导向钢柱从中穿过，燃料组件托盘下端与高性能液压千斤顶上端连接；中子吸收体位于反应堆压力容器主体、反应堆压力容器底封头、主隔离板、次隔离板形成的空腔里。
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公开(公告)号：CN107327042A
公开(公告)日：2017-11-07
申请号：CN201710739403.1
申请日：2017-08-25
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: E04B1/98
CPC classification number: E04B1/98
Abstract: 本发明提供一种高性能纤维布包裹单片波纹钢板-胶体防护装甲，其内层高性能纤维布、波纹钢板、胶体、胶粘剂、外层高性能纤维布。本发明提供的高性能纤维布包裹单片波纹钢板-胶体防护装甲，与增加建筑物主体结构的截面厚度相比，防飞射物撞击防护效果更好，也不需要对主体结构布置进行过多修改。
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公开(公告)号：CN105464239A
公开(公告)日：2016-04-06
申请号：CN201610012321.2
申请日：2016-01-08
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海大学
Abstract: 本发明涉及组合式预压自动回弹型水平剪切闭锁装置，包括本实施例所述上体内环2、上体外环1、剪切销3、内本体4、高强螺栓5-6、下体7、橡胶垫8、钢板9；所述剪切销3端部设有螺纹；所述内本体4上下两面均设有螺纹孔；所述上体内环2和上体外环1通过焊接连接；所属上体内环2和内本体4通过剪切销连接；所述内本体4与下体7通过高强螺栓6连接；所述橡胶垫8和下体7通过粘结材料粘结固定；钢板9与下体7通过高强螺栓6连接，装置左右对称。本闭锁装置装配完成后上体和下体在地震作用下产生水平位移，此时内本体4传力给剪切销3，剪切销3此刻受力，在小震作用下起水平锁定作用，当大地震来临时剪切销3被剪切断裂，橡胶支座开始发挥作用，水平发生移动消耗能量，通过橡胶垫8预压可以使内本体4产生竖向位移，避免支座来回移动时对内本体4移动的阻碍。
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公开(公告)号：CN103377724A
公开(公告)日：2013-10-30
申请号：CN201210127015.5
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I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、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、位于堆芯熔融物滞留装置下方的固定于底板之上的堆芯熔融物冷却装置；内墙与外墙之间形成冷却剂下降通道，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上表面设有堆芯熔融物滞留凹槽，堆芯熔融物滞留装置下表面为平面；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，用冷却剂环路和堆芯熔融物冷却装置对熔融物进行冷却，提高了核电站的安全性。
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公开(公告)号：CN104989001B
公开(公告)日：2017-06-30
申请号：CN201510357216.8
申请日：2015-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海大学
IPC: E04B1/98
Abstract: 本发明涉及一种抗拉拔剪切闭锁装置，包括上梁，下梁，钢构件，锥形套筒，剪力连接件，柱体陶瓷；两个所述钢构件分别与所述上梁和下梁相连接；所述锥形套筒设置在所述钢构件的预留孔中，并与所述钢构件固定连接；所述剪力连接件的上部和下部分别与一个所述锥形套筒相连接，所述剪力连接件的中部无任何部件支撑，为薄弱段；所述柱体陶瓷设置在所述钢构件中心的柱体预留孔中，贯穿上下两个所述钢构件。本闭锁装置装配完成后上下梁在地震作用下产生水平位移，此时钢构件传力给剪力连接件，在小震作用下起水平锁定作用，大地震时剪力连接件断裂，隔震支座开始发挥作用，水平发生移动消耗能量，通过锥形套筒的连接形式可以起到抗拉拔的效果。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104989000B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201510355216.4
申请日：2015-06-24
Applicant: 上海核工程研究设计院 , 上海大学
IPC: E04B1/98
Abstract: 本发明涉及一种用于隔震橡胶支座上的受拉闭锁装置,包括安装钢板(1)、紧固件、拼接螺帽(5)和拉杆(6)；两个所述安装钢板(1)分别放置于橡胶支座的上部和下部，利用螺栓与所述橡胶支座连接，所述安装钢板(1)的角部有上下对应的预留孔，所述紧固件通过所述预留孔分别固定于上下两个所述安装钢板(1)，所述紧固件通过所述拼接螺帽(5)与所述拉杆(6)相连接。受到小震荷载作用时，整个装置受拉杆(6)作用不产生位移，拉杆(6)顶端产生微小角度，所述拉杆述拉杆(6)被拉断，橡胶支座发挥耗能作用，支座产生水平位移，实现二级控制。(6)受拉；在受到大震或大震以上荷载作用时，所
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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：CN102810337A
公开(公告)日：2012-12-05
申请号：CN201110148546.8
申请日：2011-06-03
Applicant: 上海核工程研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电领域的安全相关结构，具体公开了一种辅助蓄水型非能动双层安全壳。它包括外侧板和钢安全壳，两者之间为隔断环板，外侧板上设有排水阀门和进水阀门；隔断环板下方的外侧板上设有排气孔，进气孔位于排气孔下方；在外侧板的外部一侧设有下部水箱，下部水箱和钢安全壳之间、隔断环板的下方设有下部冷却水导流系统。本发明是通过水的热对流的固有物理特性进行余热排出额，因而事故工况下其可靠性更高；蓄水量较大、抗震性能更加良好。另外由于隔断环板的设计，在事故工况下钢安全壳内部压力过大时，抵消部分内压，降低钢安全壳在事故工况下的失效概率，同时提高了核电厂在飞机撞击下的生存能力。
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公开(公告)号：CN108589839A
公开(公告)日：2018-09-28
申请号：CN201810776551.5
申请日：2018-07-11
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明提供一种TMD(Tuned Mass Damper,调谐质量阻尼器)减震水箱结构，包括水箱和设置在所述水箱的底板上的支墩；其中,所述支墩的调谐频率 其中,∑K即为所有所述支墩的总刚度，M为所述水箱总质量，包括所述水箱自重和其中冲动水的质量和。通过本发明提供一种TMD减震水箱结构可以保持原全套的标准设计不变，只做局部少量改动，附加经济费用极为有限，又不会带来附加的相对位移所导致的地下管道破断的问题，改善了核电厂房的抗震性能。
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公开(公告)号：CN104916333B
公开(公告)日：2017-05-17
申请号：CN201410088912.9
申请日：2014-03-12
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C13/093 , G21C13/087 , G21C9/004 , G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及属于核电安全技术领域，具体公开了一种应对严重事故的新型三重安全壳。预应力混凝土安全壳固定在安全壳底板上，钢安全壳罩在预应力混凝土安全壳外，钢筋混凝土屏蔽厂房罩在钢安全壳外，钢筋混凝土屏蔽厂房的筒壁中部开有进气口，在锥形屋顶中央开有排气口，并在屋顶外设有环形安全壳冷却水箱；在预应力混凝土安全壳内部设有框架结构的安全壳内部结构，玄武岩堆芯熔融物基床通过耐高温钨合金钢托盘，置于预应力混凝土安全壳内的安全壳底板上。本发明所述的安全壳采用了双层纵向和双层环向预应力束后张拉的预应力混凝土安全壳，其承受内压的能力将达到现有设计的3倍以上，避免了预应力混凝土的开裂及由此产生的向环境的放射性释放。
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