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公开(公告)号：CN119844559A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202510115351.5
申请日：2025-01-24
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及热交换器密封技术领域，尤其涉及一种密封件及热交换器。该密封件包括密封件本体和隔挡件，密封件本体包括内层、中间层和外层，内层为弹簧绕制的环形中空结构，中间层环绕弹簧设置，中间层的内壁与弹簧的外壁贴合，外层环绕中间层设置，外层的内壁与中间层的外壁贴合；隔挡件设置于密封件本体的内侧，隔挡件为中空管状结构。该密封件本体在超基准设计压力下，弹簧回弹使得密封件与热交换器接触部位贴紧，隔挡件将热交换器内部相邻腔室之间阻隔，有效防止热交换器内部相邻腔室之间的内漏，而且抗压性能好，保证了热交换器良好的密封性能。本发明还提供了一种热交换器，通过设置密封件，提高了热交换器的密封性能。
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公开(公告)号：CN111312414B
公开(公告)日：2022-05-31
申请号：CN201911222107.X
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G21C17/017 , G21D1/02
Abstract: 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的疲劳评价方法，包括以下步骤：S1，通过配置数据模块获取各测点的布置和评价部位信息，并通过实时数据模块监测获取电厂的温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能参数数据；S2，将温度、压力、溶氧量以及材料的物理性能和力学性能的参数数据输入到传递函数计算模块，通过计算函数计算得到各疲劳点的应力分量时程；S3,将S2中的各应力分量时程输送到常规疲劳计算模块和EAF疲劳计算模块进行疲劳统计计算。本发明通过获取电厂的各项参数数据，进行常规疲劳计算以及环境疲劳计算，并在计算时进行弹塑性修正，获取准确的疲劳损伤因子，实现电厂疲劳监测以及寿命评估。
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公开(公告)号：CN110930055A
公开(公告)日：2020-03-27
申请号：CN201911222077.2
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
IPC: G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F30/20 , G06F119/04
Abstract: 本发明公开了一种含缺陷管道破损安全期的评估系统及方法。所述系统包括：计算程序，用于管道缺陷扩展分析计算以及含缺陷管道的最终评估等；系统数据库，用于保存运行参数、裂纹初始缺陷尺寸、关注管道部位的历史载荷谱、管部件几何参数、材料属性等数据；系统硬件，用于支撑上述计算程序和数据库的运行。本系统对核电厂管道缺陷危害潜在风险较大的管道回路进行跟踪监测，以获得含缺陷管道的承载状态，用于分析评估管道回路可安全运行的期限，同时可以完成时限老化分析评估(TLAA)；此外针对核电厂安全壳内含缺陷的高能管道，还可进行破裂排除的分析评估。
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公开(公告)号：CN106409358A
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201611039427.8
申请日：2016-11-10
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供一种核电厂非能动排气装置，其包括：框架组件；百叶组件，其可活动地设置在所述框架结构上，经配置用于承受流体载荷，分隔两侧气空间；及张紧组件，其设置在所述百叶组件上，并具有弹簧拉力。本发明提供的核电厂非能动排气装置，采用非能动设计，装置的开启和关闭通过流体压力和弹簧拉力来实现。
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公开(公告)号：CN105957566A
公开(公告)日：2016-09-21
申请号：CN201610523439.1
申请日：2016-07-05
Applicant: 上海核工程研究设计院
Abstract: 本发明提供一种反应堆回路主设备，其包括反应堆压力容器和蒸汽发生器；所述反应堆压力容器包括反应堆压力容器接管；所述反应堆压力容器接管设有反应堆压力容器接管管嘴；所述蒸汽发生器包括蒸汽发生器接管；所述蒸汽发生器接管设有蒸汽发生器接管管嘴；所述反应堆压力容器接管管嘴和所述蒸汽发生器接管管嘴直接连接。本发明提供的反应堆回路主设备，反应堆压力容器接管同蒸汽发生器管嘴焊接直连，主设备的布置更为紧凑，降低了空间需求。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119103919A
公开(公告)日：2024-12-10
申请号：CN202411197709.5
申请日：2024-08-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种超压密封圈及热交换器，所述超压密封圈包括：镍钛合金弹簧，镍钛合金弹簧沿热交换器竖直方向的剖面的形状包括O型，且镍钛合金弹适于受到沿径向向内的压力而发生形变；第一外层，环绕镍钛合金弹簧设置，第一外层的内壁与镍钛合金弹簧的外壁贴合；以及第二外层，环绕第一外层设置，第二外层的内壁与第一外层的外壁贴合，其中，当镍钛合金弹簧发生形变时，第一外层和第二外层适于跟随镍钛合金弹簧发生形变，以使第二外层的外壁在发生形变的同时接触第一安装法兰和第二安装法兰，从而密封至少部分的第一空间。本申请能够实现更好的密封效果，进一步保证热交换器的设备稳定性。
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公开(公告)号：CN113851234B
公开(公告)日：2024-09-24
申请号：CN202111201966.8
申请日：2021-10-15
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海核能装备测试验证中心有限公司
IPC: G21C15/12
Abstract: 本发明涉及模拟堆芯加热技术领域，具体公开了一种适用于核反应堆模拟试验密排安装的内置式电加热棒，包括发热本体、导线棒、高导热绝缘材料、外壳体。该电加热棒可以有效解决密排安装对压力容器的贯穿密封的考验；有效缓解密排安装对对于压力容器的结构强度的考验；便于电加热棒外部电接线；便于电加热棒的整体拆卸。可以提升试验中的模拟堆芯加热的模拟相似性、工程可实施性和维修便利性。在确保电加热棒本身加热功能有效执行的情况下，可以实现密排安装，确保与实际反应堆堆芯相似性。
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公开(公告)号：CN110909505B
公开(公告)日：2023-03-28
申请号：CN201911221070.9
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/23 , G06Q50/06 , G06F111/10 , G06F119/04 , G06F119/08
Abstract: 本发明公开了核电厂疲劳监测和寿命评估系统的瞬态温度场计算方法，通过系统接口从电厂数据库读入电厂数字化控制系统采集的一回路系统流体温度数据Tw(t)，作为瞬态温度场计算的输入，通过温度场方程计算圆柱壳体或球壳体的内壁面温度瞬态，作为后续热应力计算的输入。优点在于：本发明适用于核电厂设备和管道的瞬态温度场求解方法，该方法采用圆柱壳体或球壳体的瞬态温度场方程，利用一回路系统流体温度数据快速的计算瞬态温度场，该方法不需要结构壁面温度作为计算输入，从而无需在一回路设备或管道的外壁面增加温度测量仪表，减少了疲劳监测系统对电厂设计和现场布置的影响，降低了系统的施工和维护成本。
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公开(公告)号：CN110991884A
公开(公告)日：2020-04-10
申请号：CN201911221098.2
申请日：2019-12-03
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂疲劳监测和寿命评估系统，包括系统硬件、系统平台、计算程序、系统数据库，所述系统硬件由系统服务器、数据库服务器、备份服务器、网络交换机组成，所述系统平台由人机交互界面和系统管理服务系统组成，所述系统管理服务由数据采集、数据存储、数据处理、参数显示、数据检索、趋势显示、报表制定、参考资料、系统管理组成，所述计算程序由测点筛选、NCR()评估、温度场解析解、应力场解析解以及测试验证组成。本发明的监测范围广，覆盖核岛一回路全部主设备、主要管道，系统创新的实现了“不增加硬件仪表测点”，通过模型推导的方法，来获得关注位置的温度状态，这样确保了老电厂在应用时，最小的改造和最高的效率。系统创新的考虑了压水堆冷却剂环境对金属疲劳的影响，满足核安全局对电厂装料许可证的要求。
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公开(公告)号：CN106356105A
公开(公告)日：2017-01-25
申请号：CN201610989134.X
申请日：2016-11-10
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明提供一种核电厂非能动排气盖，其包括：框架组件；百叶组件，其可活动地设置在所述框架结构上，经配置用于承受流体载荷，分隔两侧气空间；气弹簧，其设置在所述框架结构上，经配置以将所述百叶组件支撑在所述框架组件上的指定位置，使所述排气盖保持在开启状态；及预紧组件，其设置在所述框架结构上，并与所述百叶组件连接。本发明提供的核电厂非能动排气盖，采用非能动设计，装置的开启通过流体压力和预紧拉力来实现。
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