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公开(公告)号：CN119694607A
公开(公告)日：2025-03-25
申请号：CN202411599267.7
申请日：2024-11-11
Applicant: 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明提供一种高安全性的浇注成型船用堆底屏蔽结构及船舶，堆底屏蔽结构设置于反应堆下方的双层底结构内，包括：模板、屏蔽体、浇注口和排气口。模板为钢板，连接于反应堆下方的双层底结构，模板预留浇注口和排气口，模板与双层底结构围成的空腔，即为浇注屏蔽材料所需的容器；屏蔽体为屏蔽材料的固化物，屏蔽材料经浇注口和排气口注入所述浇注屏蔽材料所需的容器。本发明技术方案，在双层底中设置堆底屏蔽，最大限度减弱反应堆底部中子、伽马射线向邻近区域的散射，保护邻近区域人员、设备辐射安全。同时，降低反应堆下方船体外板辐射水平，保护船体外板耐辐照油漆，避免船体结构出现超设计的腐蚀。
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公开(公告)号：CN119639175A
公开(公告)日：2025-03-18
申请号：CN202411599276.6
申请日：2024-11-11
Applicant: 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明提供一种颗粒增强的树脂基屏蔽材料组合物及制备方法，所述屏蔽材料组合物包括以下质量份的原料：3.8份～4.3份的基体材料改性环氧树脂、1.5份～2.5份的基体材料固化剂、1.5份～2.0份的80目聚乙烯粉、0.5份～0.8份的100目聚乙烯粉、1.0份～1.5份的铅粉、1.0份～1.5份的碳化硼粉、88.5份～89份的铅砂颗粒。本发明技术方案，能够解决传统铅砂屏蔽腻子中铅砂颗粒沉降严重，固化后的屏蔽体分层明显，屏蔽效果不佳的问题。
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公开(公告)号：CN119595241A
公开(公告)日：2025-03-11
申请号：CN202411709705.0
申请日：2024-11-27
Applicant: 中国舰船研究设计中心
IPC: G01M10/00
Abstract: 本发明实施例提供一种置于冷却水箱中高温高压水‑水非能动余排换热器热工试验装置及方法。该装置包括：非能动余排换热器、热水循环泵、电加热器、回路补水泵、水箱冷却泵、冷却水箱冷却器、氮气稳压器、回路补水箱、多功能试验辅助水箱、第一止回阀、第一电动截止阀、第一电动调节阀、第二止回阀、第二电动截止阀、第三电动截止阀、第三止回阀、第二电动调节阀、第四电动截止阀、旁路调节阀、第六电动截止阀、第一流量计、第二流量计、第三流量计、第一温度传感器、第二温度传感器、第三温度传感器、第四温度传感器、第五温度传感器、第七电动截止阀、第八电动截止阀及冷却水箱。该技术方案能够便捷模拟非能动余排换热器的实际运行工况，实现热侧小流量流动条件的稳定控制，实现冷侧稳态温度条件的控制。
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公开(公告)号：CN117637197A
公开(公告)日：2024-03-01
申请号：CN202311555955.9
申请日：2023-11-17
Applicant: 中国舰船研究设计中心
IPC: G21C9/004 , G21F9/02 , G21F9/00 , G21C17/00 , B01D50/60 , B01D53/18 , B01D5/00 , G01T1/167 , G01T1/178
Abstract: 本发明涉及浮动核动力平台的核安全与辐射防护技术领域，公开了海洋浮动核动力平台严重事故下向高空泄压排放系统。针对海洋浮动核动力平台置严重事故后堆舱安全壳超压的风险，结合船上资源条件和所处的环境特点，提出采用过滤及向高空排放相结合的泄压排放方案对堆舱安全壳中带放射性的高温高压蒸汽进行泄压排放。另外，在高空排放装置内增加示踪烟气发生装置，通过示踪烟气提醒相关人员放射性气体排放的方向，减小放射性气体排放对人员辐射安全的影响。基于以上措施，既保障堆舱安全壳的完整性避免严重事故后堆舱安全壳内大量放射性不可控的向环境释放，同时通过调整浮动核动力平台姿态以减小放射性排放对浮动核动力平台工作人员的放射性影响。
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公开(公告)号：CN117095838A
公开(公告)日：2023-11-21
申请号：CN202310802777.9
申请日：2023-06-30
Applicant: 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明提出一种非能动安全壳冷却与抑压耦合系统及使用方法，包括设于安全壳外部的冷却子系统和抑压子系统，冷却子系统包括冷却水箱和冷却换热器，冷却换热器设于冷却水箱内，安全壳通过循环管路与冷却换热器相连通；抑压子系统包括抑压水箱，抑压水箱通过抑压管路与冷却换热器相连通，本发明将非能动安全壳冷却系统与抑压系统设计进行集成，实现对安全壳内高能管路破裂事故后大流量瞬时释放蒸汽的能量以及破口事故后期小流量长期释放蒸汽的能量的吸收。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116818302A
公开(公告)日：2023-09-29
申请号：CN202310802628.2
申请日：2023-06-30
Applicant: 中国舰船研究设计中心
IPC: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种核电站喷淋头性能测试系统及其测试方法。本核电站喷淋头性能测试系统包括供水装置、支撑装置以及粒径仪，其中，供水装置包括水箱以及连接水箱和喷淋头之间的水管，所述支撑装置用于安装喷淋头，粒径仪包括发射端和接收端，发射端发出的探测线通过喷淋头的中心垂线。本发明提出的核电站喷淋头性能测试系统，可实现喷淋头雾化粒径和喷淋范围的有效检测，以此判断喷淋头性能是否达标。本喷淋头性能测试系统具有结构简单、工作稳定可靠以及容易实现的优点。
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公开(公告)号：CN116759118A
公开(公告)日：2023-09-15
申请号：CN202310810590.3
申请日：2023-07-03
Applicant: 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明公开了一种非能动堆芯及安全壳综合冷却系统，其包括带隔离阀的安全壳冷却蒸汽进口管道、安全壳冷却蒸汽进口管道的一端伸入安全壳，另一端与蒸汽上升段母管、共形冷却换热器、冷凝下降段母管、安全壳冷却蒸汽冷凝出口管道依次连接，安全壳冷却蒸汽冷凝出口管道伸入安全壳；堆芯余热排出蒸汽管道的一端与蒸汽发生器的蒸汽母管连通，另一端与蒸汽上升段母管连通；共形冷却换热器置于共形冷却水箱内；堆芯余热排出冷凝管道的一端与冷凝下降段母管连接，另一端汇入蒸汽发生器的给水母管。本发明还提供一种非能动堆芯及安全壳综合冷却方法。本发明采用主要设备共形设计，因此占用资源小，且能实现堆芯余热、安全壳热量顺利导出。
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公开(公告)号：CN116629671A
公开(公告)日：2023-08-22
申请号：CN202310510903.3
申请日：2023-05-04
Applicant: 中国舰船研究设计中心
IPC: G06Q10/0639 , G01T3/00
Abstract: 本发明公开了一种中子剂量率探测装置样机竞优考核量化评价方法，属于辐射防护技术领域，包括：筛选确定中子剂量率探测装置的包括一级指标和二级指标的综合性能评价指标体系；对一级指标和二级指标进行分值分配和分解；按总体对各项指标的评判标准不同，对各类指标建立设备考核量化记分方法和故障整改评分方法；根据设备考核量化记分方法、故障整改评分方法和中子剂量率探测装置各项性能实测值进行量化评价，获得总体得分，进行排序；基于总体得分，根据中子剂量率探测装置综合性能指标的评价准则对中子剂量率探测装置进行综合评价。解决了中子剂量率探测装置综合性能要求高、指标组成复杂、综合性能评价及选型难度大的技术问题。
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公开(公告)号：CN116552771A
公开(公告)日：2023-08-08
申请号：CN202310526128.0
申请日：2023-05-10
Applicant: 中国舰船研究设计中心
Abstract: 本发明提出一种水面核动力船舶控制区舱室气载放射性控制方法及系统，利用排风机、负压压缩机等设施在核动力船舶堆舱安全壳、辅舱、出入管控污染监测及洗消舱室、出入通道舱室等控制区舱室设置梯度负压，形成对核动力装置在正常运行期间产生的气载放射性进行控制的方案，本发明能较好的限制控制区舱室气载放射性的范围，防止气载放射性向其他舱室扩散和泄漏，为核动力船舶上的人员辐射安全提供有力保障。
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公开(公告)号：CN115935848A
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202211620951.X
申请日：2022-12-16
Applicant: 中国舰船研究设计中心
IPC: G06F30/28 , G06F17/11 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种基于Hughmark热平衡相变模型的蒸汽冷凝模拟预测方法，包括以下步骤：1)假设将蒸汽和不凝性气体作为连续流体，根据蒸汽流动特性选择湍流模型，建立方程，包括能量守恒方程、动量方程、质量方程；2)假设相界面温度和气体温度都等于当地的饱和温度，建立基于Hughmark的热平衡相变模型；3)定义模型的边界条件，将蒸汽冷凝喷射喷嘴的进口和出口处的压力范围作为模型的边界条件；4)选定蒸汽冷凝喷射的计算区域，对计算区域进行网格划分，采用压力基求解器求解模型，将得到的计算数据进行后处理，包括饱和温度和相变速率；得到对应工况下的蒸气含率云图。本发明提出了纯蒸汽冷凝过程的相变模型，该模型能较好地预测纯蒸汽射流冷凝过程。
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