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公开(公告)号：CN116013559B
公开(公告)日：2024-01-12
申请号：CN202310080509.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用纳米流体预混注射系统，涉及核工程安全技术领域，解决了现有纳米流体预混注射系统混合效果差、易损坏的问题，提高了混合效果及装置的使用寿命，具体方案如下：包括储气罐以及箱体，所述储气罐内装有保护气体，所述箱体内部分为上部用于盛放纳米颗粒的加料腔室和下部用于盛放冷却剂的混合腔室，两腔室之间设有可开合的加料机构，混合腔室的底部设有用于辅助混合的混合机构，所述加料腔室通过设有第一阀门的第一气体注入管线与储气罐连接，所述箱体的顶部设有卸压阀，箱体的底部设有纳米流体排出管线，纳米流体排出管线上设有第二阀门。
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公开(公告)号：CN116013559A
公开(公告)日：2023-04-25
申请号：CN202310080509.0
申请日：2023-01-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用纳米流体预混注射系统，涉及核工程安全技术领域，解决了现有纳米流体预混注射系统混合效果差、易损坏的问题，提高了混合效果及装置的使用寿命，具体方案如下：包括储气罐以及箱体，所述储气罐内装有保护气体，所述箱体内部分为上部用于盛放纳米颗粒的加料腔室和下部用于盛放冷却剂的混合腔室，两腔室之间设有可开合的加料机构，混合腔室的底部设有用于辅助混合的混合机构，所述加料腔室通过设有第一阀门的第一气体注入管线与储气罐连接，所述箱体的顶部设有卸压阀，箱体的底部设有纳米流体排出管线，纳米流体排出管线上设有第二阀门。
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公开(公告)号：CN110415838B
公开(公告)日：2022-07-22
申请号：CN201910713774.1
申请日：2019-08-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于增强安全性的棒状核燃料元件的制造方法，涉及核电技术领域，包括以下步骤：S1、制备U3Si2基铸锭；S2、烧制U3Si2基芯体；S3、管坯制造；S4、清洗；S5、焊接；S6、热轧，本发明的特点在于：取消了现役元件的贮气腔、压紧弹簧、芯块与包壳之间的间隙，燃料芯体采用中间带孔的U3Si2基材料(包括U3Si2)，芯体中心预留的中孔可储存裂变气体并吸收部分辐照肿胀，元件内部是真空状态而不是填充惰性气体。本发明优点在于：不仅降低燃料芯体的运行温度和堆芯储能，同时减缓了棒状核燃料元件的PCI问题，从而提高了棒状核燃料元件的安全性。
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公开(公告)号：CN110379525A
公开(公告)日：2019-10-25
申请号：CN201910713781.1
申请日：2019-08-02
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C3/07 , G21C3/04 , G21C3/16 , G21C3/28 , G21C3/58 , G21C21/02 , G21C21/10 , C22C38/06 , C22C38/22
Abstract: 本发明公开了一种耐事故的棒状核燃料元件，包括设置的两个端塞，两个所述端塞之间安装有不锈钢包壳，所述不锈钢包壳内设有U3Si2芯体，且U3Si2芯体位于两个端塞之间，所述U3Si2芯体内部开设有中孔；本发明还公开了一种耐事故的棒状核燃料元件的制备方法，包括以下步骤：S1、制备U3Si2基铸锭；S2、制备U3Si2芯体；S3、制备不锈钢管坯；S4、清洁；S5、制备元件管坯；S6、热轧。本发明取消了现役元件的贮气腔、压紧弹簧、芯块与包壳之间的间隙，U3Si2芯体中心预留的中孔可储存裂变气体并吸收部分辐照肿胀，元件内部是真空状态而不是填充惰性气体,元件包壳采用不锈钢材料,适用于现役轻水反应堆核电站，比现役棒状核燃料元件具有较强的抗LOCA事故能力和较高的安全性。
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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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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116386910B
公开(公告)日：2024-02-13
申请号：CN202211500695.0
申请日：2022-11-28
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明公开了一种提高堆芯熔融物滞留有效性的反应堆压力容器及方法，包括反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的下封头设置隔板，所述隔板通过多个支撑柱焊接在下封头的内壁上，最高处的支撑柱轴线与压力容器轴线的夹角小于等于90°；所述隔板上设置多个通孔；本发明的隔板掉落后，在熔化过程中会吸收一部分金属层中的热量，待完全熔化后，会熔入金属层中，使金属层体积增大，厚度增厚，增加其与压力容器侧壁的接触面积，减小金属层与压力容器侧壁传热的热流密度，缓解“聚焦效应”，降低压力容器失效概率，提高IVR有效性。
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公开(公告)号：CN116306335B
公开(公告)日：2024-01-12
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。
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公开(公告)号：CN116070544A
公开(公告)日：2023-05-05
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。
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公开(公告)号：CN106524978A
公开(公告)日：2017-03-22
申请号：CN201611022177.7
申请日：2016-11-16
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G01B21/16
CPC classification number: G01B21/16
Abstract: 本发明提供一种核电站的主设备支撑间隙测量系统，其包括位移传感器；所述位移传感器设置在主设备上需要测量间隙的点。本发明提供的核电站的主设备支撑间隙测量系统，通过在需要测量间隙的主设备支撑上设置差动变压器式位移传感器，实现微小间隙随设备和支撑温度变化的动态测量，不仅避免人员工作过程中受到高温伤害，并可以获取即时准确的测量数据，大大节约测量时间和测量成本。
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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。
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