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公开(公告)号：CN119064258A
公开(公告)日：2024-12-03
申请号：CN202411571477.5
申请日：2024-11-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 北京大学
Abstract: 一种用于预测铝材料耐中子辐照性能的试验方法，属于耐辐照材料领域：提供铝材料样品和目标试验区域的离位损伤剂量目标，根据离位损伤剂量目标计算得到嬗变产生的元素原子浓度；注入固态元素离子模拟固体嬗变损伤，注入气态元素离子模拟气体嬗变损伤，注入重离子并使重离子穿过目标试验区域以模拟离位损伤；切取目标试验区域截面样品进行纳米硬度测试和微观辐照损伤统计，根据统计结果预测铝材料在同等中子辐照下的损伤行为。该方法无需采用中子源，能够对离位损伤、固体嬗变损伤、气体嬗变损伤及其协同效应进行准确模拟，提高铝材料耐中子辐照性能的预测准确性。
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公开(公告)号：CN118726780A
公开(公告)日：2024-10-01
申请号：CN202411022499.6
申请日：2024-07-29
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 一种核工业用5系铝合金的制造方法，包括以下步骤：在熔炼坩埚与熔炼工具表面涂覆涂覆料，涂覆料包括纯水、水玻璃、氧化铝和氧化镁；按照2.4％‑2.8％的Mg，0.15％‑0.35％的Cr、0.02‑0.05％的Zr、0.02％‑0.04％的Ti，余量为Al的配比进行熔炼得到合金铸锭，杂质中Si≤0.1％，Fe≤0.12％，Mn≤0.1％，Zn≤0.1％，Cu≤0.1％，Ga≤0.04％，Cd≤0.003％，B≤0.001％，Li≤0.008％，Co≤0.001％，其它单个重量杂质不超过0.05％，杂质总量不超过0.15％；均匀化处理并热加工后得到成品铝材。该方法制造的铝合金能够有效减少嬗变产生的氦气泡，提高辐照环境下的使用寿命。本发明还提供一种核工业用5系铝合金。
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公开(公告)号：CN118705465A
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410767898.9
申请日：2024-06-14
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 上海交通大学
Inventor： 王煦嘉 , 李玲 , 肖飞 , 左舜贵 , 周全 , 夏栓 , 王弘昶 , 巢孟科 , 唐力晨 , 傅弘伦 , 唐熠彬 , 王健 , 曾小勤 , 杨星 , 余建辉 , 陈琛 , 龚震鑫 , 李经怀 , 应秉斌
IPC: F16L55/033 , F16L9/21 , F16F15/04
Abstract: 本发明提供一种管道减振装置及方法，管道减振装置包括支撑机构和至少一个可变减振机构，支撑机构沿目标管道的轴向穿设于目标管道内；可变减振机构包括固定部和活动部，固定部固设于支撑机构，活动部沿目标管道的径向尺寸可调；其中，在安装状态下，可变减振机构的活动部受冷可拉长，以使外径小于目标管道的直径；在工作状态下，可变减振机构的活动部受热膨胀并与目标管道的内壁抵接。上述管道减振装置，因为可变减振机构在不同温度下外径尺寸不同，进而安装和拆卸均非常便捷，在工作状态下可以对目标管道进行支撑，进而可以对管道机械振动具有良好隔离以及显著降低结构噪音，有利于改善环境、提高设备的使用寿命以及降低设备的维护和更新成本。
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公开(公告)号：CN113113160B
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202110360733.6
申请日：2021-04-02
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电污染过滤领域，特别涉及一种安全壳顶部闸门泄露过滤系统，包括：泄漏收集装置，所述泄漏收集腔罩设在安全壳顶部的闸门上，形成泄漏收集腔；抽气单元，包括抽气管路，所述抽气管路的一端连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于将所述泄漏收集腔中的气体抽出；注水单元，其一端通过管路连接有水箱，另一端通过管路连接在所述泄漏收集装置的侧壁上，用于向所述泄漏收集腔中注入液体；本发明相比于现有技术，避免了正常运行期间设备闸门长期浸泡在水中的腐蚀和密封老化，以及设备闸门打开时的不便，大大缩短换料的时间，同时提高了设备运行的可靠性，提升运行安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN113091030B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202110366868.3
申请日：2021-04-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明涉及核电供热系统领域，具体为一种核电和火电耦合供汽系统，采用核电汽轮机抽汽作为给水的第一级加热，蒸汽发生器的主蒸汽作为第二级加热，产生低温蒸汽，第二级加热后的高温水引入热网加热器，将热网回水加热后送回热网供热，从火电汽轮机中抽取高温蒸汽，与第二级加热后的低温蒸汽在混合母管中混合后产生中温的过热蒸汽，供用户使用；本发明相比于现有技术，采用火电的高温蒸汽提升核电低温蒸汽的品质，提供工业用汽，充分利用核电的热量，同时减少火电的抽汽量，对区域性碳减排有重要贡献。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118168387A
公开(公告)日：2024-06-11
申请号：CN202410492682.6
申请日：2024-04-23
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F28D15/04
Abstract: 本申请提供了一种热管中吸液芯的安装方法和热管，热管包括管体和吸液芯，管体具有第一容纳腔，吸液芯设置在第一容纳腔内，安装方法包括：提供紧固件，紧固件的材料包括记忆合金，紧固件为镂空结构，紧固件的外径等于或大于吸液芯的内径，记忆合金包括具有超弹性的记忆合金或具有形状记忆效应的记忆合金；压缩紧固件，以使紧固件的外径小于吸液芯的内径；将压缩后的紧固件放入吸液芯中的第二容纳腔内；以及使压缩后的紧固件恢复至与吸液芯的内壁接触，以支撑吸液芯，其中，吸液芯由细丝编制成的网状结构卷制而成，网状结构大于400目且等于或小于600目。本申请的该安装方法和热管能够使吸液芯与热管的内壁紧密贴合，从而提高热管的热传输效率。
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公开(公告)号：CN118109742A
公开(公告)日：2024-05-31
申请号：CN202410478143.7
申请日：2024-04-19
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: C22C33/04 , C22C38/42 , C22C38/44 , C22C38/02 , C22C38/04 , C22C38/54 , C22C38/00 , C22C38/58 , C22B9/18 , C21D6/00
Abstract: 本申请提供了一种奥氏体不锈钢的制造方法、奥氏体不锈钢和奥氏体不锈钢在核反应堆结构材料中的应用，该奥氏体不锈钢的制造方法包括：电渣重熔冶炼，以得到电渣锭；对电渣锭进行锻造处理，以得到板材预制坯，在锻造处理过程中，电渣锭的主变形方向锻造比为4~6，非主变形方向锻造比为2~4；清理板材预制坯；对清理后的板材预制坯进行轧制处理，以得到板坯；以及对板坯进行热处理，热处理包括固溶热处理和时效热处理。本申请的奥氏体不锈钢的制造方法所制造的奥氏体不锈钢具有均匀细化的晶粒，且奥氏体不锈钢中的晶粒在长时间暴露于高温环境中仍保持均匀细化。
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公开(公告)号：CN117090650A
公开(公告)日：2023-11-21
申请号：CN202310905263.6
申请日：2023-07-21
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机组温排水余热利用系统，包括温排水降温排放模块、蒸汽发电模块和冷海水冷却模块；所述温排水降温排放模块用于温排水的降温排放；所述蒸汽发电模块用于蒸汽发电；所述冷海水冷却模块用于蒸汽发电模块蒸汽的冷凝；所述温排水降温排放模块与蒸汽发电模块在发电回路蒸发器处发生热耦合；所述蒸汽发电模块和冷海水冷却模块在发电回路冷凝器处发生热耦合。本发明中通过在核电机组二回路循环水系统出口增设闭式循环发电回路，利用循环水泵将出口高温水泵入蒸发器中将闭式循环发电回路的工质加热成蒸汽，进入汽轮机做功发电，排汽在冷凝器中被低温海水冷却后，通过工质循环泵完成循环，实现了余热利用，提高了发电经济性。
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公开(公告)号：CN117028719A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202310862404.0
申请日：2023-07-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: F16L55/027
Abstract: 本发明公开了一种核电厂用节流孔板及系统，涉及核电厂高温高压技术领域，包括孔板以及对接在孔板两侧的套节，孔板内侧设置密封环，密封环凸出孔板两侧且外周面设置为密封斜面，套节对接处的内壁面设置为内斜面，内斜面与密封斜面配合，以在流体介质通过时，内斜面与密封斜面之间通过内压作用实现密封，套节一端用于与管道固定连接；结合小型集成模块化堆设计需求，设计了一种结构尺寸小、密封性能强、运维频率低且操作便捷的金属硬密封节流孔板，该节流孔板能够在高温、高压以及高弯矩载荷下长期运行仍可保证其密封性能。此外，该节流孔板使用的螺栓数量少、方便拆装，降低了维护成本。
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公开(公告)号：CN119851981A
公开(公告)日：2025-04-18
申请号：CN202510338673.6
申请日：2025-03-21
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请提供了一种重水慢化熔盐堆，涉及核反应堆技术领域。本申请提供的重水慢化熔盐堆包括反应堆容器和堆芯，反应堆容器具有熔盐进口和熔盐出口，所述熔盐进口和所述熔盐出口均位于所述反应堆容器的下部；堆芯位于所述反应堆容器内，所述堆芯包括熔盐通道和重水容纳空间，所述重水容纳空间包裹所述熔盐通道且填充重水，所述熔盐通道连接在所述熔盐进口和所述熔盐出口之间。本申请采用液态重水替代固体石墨作为慢化剂，一方面满足熔盐堆的慢化要求，另一方面也可解决固体慢化材料辐照肿胀及定期更换的问题，提高核电厂的本质安全性。
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