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公开(公告)号：CN221238553U
公开(公告)日：2024-06-28
申请号：CN202323334458.4
申请日：2023-12-07
Applicant: 重庆川仪自动化股份有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01L19/06
Abstract: 本实用新型提供一种镀铬的压力传感器，包括两个正对设置的膜座组件，两个所述膜座组件相互扣合，两个所述膜座组件之间形成感应空腔，两个所述膜座组件之间设有中心膜片所述中心膜片将所述感应空腔分隔成两个相同的填充空腔，所述膜座组件朝向所述中心膜片的侧面还依次设有玻璃、镀铬层，所述镀铬层覆盖在所述玻璃表面，所述镀铬层与所述填充空腔接触，所述膜座组件上还设有引管，所述引管用于对所述填充空腔内充灌硅油，采用本实用新型的优点是，在玻璃上的电容极板镀膜材料采用了高纯度的铬，该材料的热膨胀系数与玻璃相近，镀膜后在经受交变高温高压和严酷环境时，不会出现热膨胀系数不一致，导致镀膜层开裂剥落的情况。
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公开(公告)号：CN221676954U
公开(公告)日：2024-09-10
申请号：CN202323290750.0
申请日：2023-12-04
Applicant: 重庆川仪自动化股份有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: B25B11/00
Abstract: 本实用新型属于固定工装技术领域，具体公开了一种传感器隔离膜片老化用固定工装，包括端部定位块，所述端部定位块包括第一定位块和第二定位块，所述第一定位块和第二定位块之间设有连接件；滑动固定块，所述滑动固定块与所述连接件滑动连接，所述传感器可拆卸连接在相邻所述滑动固定块之间，所述滑动固定块上设有贯通槽，所述滑动固定块上还设有与贯通槽连通的进气孔；紧固组件，所述紧固组件设置在所述第二定位块上，用于锁紧相邻滑动固定块。综上所述，本实用新型通过设置多个滑动固定块，能够同时对多个传感器进行装夹，能够对传感器的隔离膜片实现批量老化，增加了队传感器的隔离膜片的老化效率降低了工作人员的劳动强度。
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公开(公告)号：CN113640538B
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202010344720.5
申请日：2020-04-27
Applicant: 江苏利核仪控技术有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G01P3/481
Abstract: 本申请提供一种磁电式转速传感器及转速检测系统，磁电式转速传感器包括外壳、探头和连接器，外壳和转动件相对固定，且外壳的长度方向沿转动件的轴向延伸，探头设置在外壳内，探头包括导磁铁芯、感应线圈、第一永磁体和第二永磁体，第一永磁体、导磁铁芯和第二永磁体沿外壳的长度方向依次排列，第一永磁体和第二永磁体具有相同的磁极排布方向，感应线圈围绕导磁铁芯的外侧，以在外壳的侧方形成用于测量转动件转速的感应磁场，且感应线圈与连接器电连接。本申请提供的磁电式转速传感器能产生较大的磁通量变化，增强磁电式转速传感器输出的电信号。
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公开(公告)号：CN117273495A
公开(公告)日：2023-12-22
申请号：CN202311323309.X
申请日：2023-10-12
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0637 , G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明属于核电厂技术领域，提供了一种在建核电厂建造问题评价方法及系统，首先，对建造问题清单中的问题分别进行定量评价和定性评价，得到问题重要度等级；其中，进行定量评价时，考虑了问题所涉及的筑物、系统或/和设备在核电厂总体风险中的贡献程度，以及考虑了问题对筑物、系统或/和设备本身功能实现的影响程度；然后，选取定量评价和定性评价中问题重要度较严重的等级结果作为问题最终等级；实现了对于问题的分级分类评价，能够科学评价建造阶段核电厂发现的内部监督检查问题，能够有效的支持开展在建核电厂的监督检查工作。
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公开(公告)号：CN119025305B
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202411501118.2
申请日：2024-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明主要涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种核设施可靠性分配方法、装置及计算机可读介质。核设施可靠性分配方法，包括：系统层级任务可靠度分配，系统层级任务可靠度分配包括：基于核设施的规定任务和各系统功能确定待分配系统；根据影响可靠性的因素对各个待分配系统进行评分，并计算每个待分配系统的评分相对比值；构建任务可靠度模型，通过任务可靠度模型确定待分配系统之间的可靠性逻辑关系；根据可靠性逻辑关系和评分相对比值为每个待分配系统分配任务可靠度。本发明以核设施的任务可靠度为目标，按照系统和设备两个层级自上而下的将总任务可靠度逐级分解，分别用定性和定量的方式进行可靠性分配，确定系统和设备的可靠性指标。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN118886780A
公开(公告)日：2024-11-01
申请号：CN202411005161.X
申请日：2024-07-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q10/0635 , G06Q10/20 , G06Q50/06
Abstract: 一种确定核电厂维修规则性能指标的方法，通过将目标系统的功能根据风险重要等级和运行状态进行分级与合并，将实现各功能所需的零件划分至设备级、中间级和厂级的设备清单中，其中中间级包括列级或系统级中的一项，以设备级设备清单中的设备和中间级设备清单划分得到的设备列作为指标计算项，分别计算各指标计算项的可靠性指标和不可用度指标，并以指标计算项的可靠性指标与不可用度指标作为核电厂维修规则的性能指标。该方法能够实现对系统中各设备的分级管理，建立每个维修规则管理范围内设备到唯一指标的映射关系，优化维修资源分配，降低监督管理难度，改善核电厂维修经济性。本发明还提供一种确定核电厂维修规则性能指标的计算装置。
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公开(公告)号：CN119626597A
公开(公告)日：2025-03-14
申请号：CN202311184945.9
申请日：2023-09-13
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 郑明光 , 严锦泉 , 卢洪早 , 王明弹 , 景益 , 史国宝 , 葛鸿辉 , 施伟 , 顾申杰 , 陈煜 , 王勇 , 颜岩 , 廖承奎 , 刘鑫 , 王煦嘉 , 田林 , 林绍萱 , 王伟
IPC: G21C15/18 , G21C15/243 , G21D1/00
Abstract: 本发明公开了一种非能动核蒸汽供应系统，其中的热段主管道的两端分别连接反应堆压力容器和蒸汽发生器，主泵立式地连接蒸汽发生器，冷段主管道的两端分别连接压力容器和主泵，热段主管道设有第一液位取压口和第二液位取压口，第一液位取压口位于热段主管道的底部，第二液位取压口靠近蒸汽发生器并位于热段主管道的顶部，反应堆冷却剂系统还包括稳压器和波动管，波动管的一端连接至其中一根热段主管道，波动管的另一端连接至稳压器的底部。所述非能动核蒸汽供应系统可容许堆芯额定功率显著提高。
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公开(公告)号：CN118711859A
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410726708.9
申请日：2024-06-06
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G21C17/035 , G01F23/68 , G01F23/72 , G01F23/76
Abstract: 本申请提供了一种适用于核反应堆的液位测量系统和方法及核反应堆，液位测量系统包括：测量装置，与核反应堆的一个或多个待测设备连接，测量装置包括至少两路干簧链电路、测量管和位于测量管内部浮子，每个干簧链电路包括多个串联的电阻以及和每个电阻相连的干簧管开关，测量管与待测设备连通，浮子适于跟随测量管中的液位移动；以及信号远传部件，信号远传部件配置为接收干簧链电路输出的电阻值；分体式变送器，分体式变送器与信号远传部件连接，适于接收一个或多个信号远传部件输出的电阻值。本申请提供的适用于核反应堆的液位测量系统和方法及核反应堆能够精确测量核反应堆的液位值，提高测量精度。
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公开(公告)号：CN119784131A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411701755.4
申请日：2024-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 王伟 , 陈露 , 臧小川 , 钱雅兰 , 杜东晓 , 詹文辉 , 仇永萍 , 邵舸 , 张彬彬 , 胡军涛 , 卓钰铖 , 张国旭 , 王杰 , 雷文静 , 张吾航 , 陈雷 , 袁露
IPC: G06Q10/0635 , G21D3/04
Abstract: 本申请提供了一种热管冷却反应堆设备识别方法、计算设备及存储介质，涉及热管冷却反应堆技术领域。本申请提供的热管冷却反应堆设备识别方法包括：获取影响热管冷却反应堆安全性的第一设备清单；获取影响热管冷却反应堆可靠性的第二设备清单；将包含在所述第一设备清单或所述第二设备清单中的设备作为目标设备，得到目标设备清单。本申请从影响热管冷却反应堆安全性和可靠性两个方面确定影响热管冷却反应堆安全运行的目标设备清单，可全面、有效地识别影响热管冷却反应堆安全运行的设备。
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公开(公告)号：CN119025305A
公开(公告)日：2024-11-26
申请号：CN202411501118.2
申请日：2024-10-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本发明主要涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种核设施可靠性分配方法、装置及计算机可读介质。核设施可靠性分配方法，包括：系统层级任务可靠度分配，系统层级任务可靠度分配包括：基于核设施的规定任务和各系统功能确定待分配系统；根据影响可靠性的因素对各个待分配系统进行评分，并计算每个待分配系统的评分相对比值；构建任务可靠度模型，通过任务可靠度模型确定待分配系统之间的可靠性逻辑关系；根据可靠性逻辑关系和评分相对比值为每个待分配系统分配任务可靠度。本发明以核设施的任务可靠度为目标，按照系统和设备两个层级自上而下的将总任务可靠度逐级分解，分别用定性和定量的方式进行可靠性分配，确定系统和设备的可靠性指标。
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