[发明专利]一种核电容器的全自动水压试验装置有效

专利信息
申请号: 201510040556.8 申请日: 2015-01-27
公开(公告)号: CN104575639B 公开(公告)日: 2016-11-09
发明(设计)人: 马晓刚;张远奎;程小刚;欧汉青;钱锋;郭林林;张大友;王玉雄;朱存平;罗辉国;许英 申请(专利权)人: 深圳东方锅炉控制有限公司;东方电气集团东方锅炉股份有限公司
主分类号: G21C17/003 分类号: G21C17/003
代理公司: 深圳市百瑞专利商标事务所(普通合伙) 44240 代理人: 杨大庆
地址: 518057 广东省深圳市*** 国省代码: 广东;44
权利要求书: 查看更多 说明书: 查看更多
摘要: 发明公开了一种核电容器的全自动水压试验装置,包括供水系统,高压打压系统和电气仪控系统。其中,供水系统向高压打压系统提供稳定的供水压力。高压打压系统包括打压泵,连接打压泵与被测容器的主管线,设置在主管线上的卸荷旁路管线,以及比例调压阀。本发明采用三台打压泵并联的方式布置,试验时根据被测容器的试验参数启动相匹配的打压泵,并联布置的两台比例调压阀与上述打压泵串联,试验时根据试验容器参数及工作的打压泵参数启用相应的比例调压阀,通过对比例调压阀的开合度进行PID调节,精确控制容器的升降压速度,进而满足不同容积、不同试验压力的核电容器的水压试验需求,并且控制精度高,安全保护措施齐全。
搜索关键词: 一种 核电 容器 全自动 水压 试验装置
【主权项】:
一种核电容器的全自动水压试验装置,其特征在于:其包括供水系统,高压打压系统和电气仪控系统;所述供水系统包括顺次连接的水箱、供水阀、第一金属软管和增压泵,该供水系统用于向高压打压系统提供稳定的供水压力;所述高压打压系统包括能够向被测容器内打压的打压泵,用于连接打压泵与被测容器的主管线,设置在主管线上的卸荷旁路管线,以及装设在主管线和卸荷旁路管线之间的比例调压阀;所述比例调压阀内设有PID控制器,该PID控制器通过调节比例调压阀的开合度从而精确控制被测容器的升降压速度;所述电气仪控系统包括电气柜、工业计算机、控制柜、操作台、视频监视系统和热工仪表,该电气仪控系统用于提供装置运行所需的动力,并且在试验时对被测容器进行远程监测。
下载完整专利技术内容需要扣除积分,VIP会员可以免费下载。

该专利技术资料仅供研究查看技术是否侵权等信息,商用须获得专利权人授权。该专利全部权利属于深圳东方锅炉控制有限公司;东方电气集团东方锅炉股份有限公司,未经深圳东方锅炉控制有限公司;东方电气集团东方锅炉股份有限公司许可,擅自商用是侵权行为。如果您想购买此专利、获得商业授权和技术合作,请联系【客服

本文链接:http://www.vipzhuanli.com/patent/201510040556.8/,转载请声明来源钻瓜专利网。

同类专利
  • 用于反应堆的堆芯温度测量装置-201810070085.9
  • 李其朋;魏超;路广遥;吴凤岐;翟立宏;王弟东;黎勋;曹学冰;周建明 - 中广核研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
  • 2018-01-24 - 2019-10-22 - G21C17/003
  • 本发明公开一种用于反应堆的堆芯温度测量装置,包括若干热电偶组件、用于装设所述热电偶组件的测量柱、堆顶旋塞及升降机构,所述测量柱可上下移动地穿设在所述堆顶旋塞上以使所述热电偶组件的底端靠近或者远离堆芯,所述升降机构用于驱动所述测量柱上下移动。另,本发明另一实施例公开一种用于反应堆的堆芯温度测量装置,包括堆顶旋塞、多个测量柱及升降机构,多个所述测量柱呈环形分布穿设在所述堆顶旋塞上以围设在中心靶管外围,每一所述测量柱内分别装设有若干热电偶组件,每一所述测量柱内的若干热电偶组件分别与所述中心靶管一侧的若干燃料组件对应,所述升降机构用于驱动所述测量柱上下移动以使所述热电偶组件的底端靠近或者远离堆芯。
  • 一种核电站夹层安全壳密封性测量装置和方法-201710596358.9
  • 赵健;蔡建涛;何锐;李少纯;张波 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
  • 2017-07-20 - 2019-10-08 - G21C17/003
  • 本发明公开了一种核电站夹层安全壳密封性测量装置,包括压力调节组件,与夹层安全壳连通;数据测量组件,分布于夹层安全壳内外,用于在不同夹层安全壳内部压力时测量夹层安全壳内外的多个测量信号,并通过不同路径传输多个所述测量信号,多个测量信号包括直接传送测量信号和需转换测量信号;数据采集及处理组件,经不同路径与数据测量组件连接,用于压力改变多次接收的多个直接传送测量信号和转换后的测量信号进行计算、得到夹层安全壳泄漏率的测量结果。本发明提供的核电站夹层安全壳密封性测量装置建立了夹层安全壳泄漏率及其不确定度计算模型并经过可靠验证满足标准要求。此外,本发明还公开了一种核电站夹层安全壳密封性测量方法。
  • 一种反应堆压力容器主螺栓自动检查装置-201822150992.2
  • 林百涛;周帆;丁松;尹鹏;许远欢;张运平;王玉倩 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
  • 2018-12-21 - 2019-09-17 - G21C17/003
  • 本实用新型主要涉及核电站压力容器检查领域,具体涉及一种反应堆压力容器主螺栓自动检查装置。对反应堆压力容器主螺栓的超声检测方法主要是以中心孔检测为主,辅以端面扫查。传统的手动检测存在重复精度不高、检测效率低、易漏检等缺点,且不易在放射性污染的条件下实施。本实用新型中,基准板与后端固定板相连接,基准板上下两端分别固定下连接板和前端固定板,后端固定板位于下连接板、前端固定板之间;前端固定板通过快速夹钳与前端固定板运动端卡扣连接;推拔机构整体安装在下连接板上,推拔机构主要包括:气动系统、驱动系统、轴向导向机构。本实用新型结构简单、体积小、重量轻、维护维修使用、运输方便,结构小巧紧凑,安装方便可靠。
  • 安全壳高量程区域辐射监测装置-201910521615.1
  • 刘朋波;海建中;赵江斌;常贤龙;李显宝;刘辉;聂世宾;曲锐 - 陕西卫峰核电子有限公司
  • 2019-06-17 - 2019-08-16 - G21C17/003
  • 本发明属于核辐射监测与防护技术领域,具体涉及一种事故后高量程区域辐射监测装置,该监测装置包括安装在安全壳内的γ灵敏电离室探测装置,以及通过硬电缆与γ灵敏电离室探测装置连接的硬电缆转接盒,该检测装置还包括设置在安全壳外测量间与硬电缆转接盒通过硬电缆连接的前端处理单元,以及布置在安全壳外测量间的墙壁上的就地辐射处理单元,所述就地辐射处理单元通过RS485接口与前端处理单元进行通信,接线箱分别与电离室探测器和就地辐射处理单元连接,并提供电源,本发明的测量范围1×10‑2Gy/h~1×105Gy/h测量范围宽,量程宽度达到8个数量级,测量上限达到105Gy/h;且耐辐照、耐高温、耐高压、耐高湿等事故工况。
  • 燃料贮存格架贮存小室通过性试验自定位装置-201822002825.3
  • 刘学兰;崔伟妮;鲁果昌;辛鹏;任浩 - 大连深蓝泵业有限公司
  • 2018-11-30 - 2019-08-09 - G21C17/003
  • 本实用新型提供一种燃料贮存格架贮存小室通过性试验自定位装置,包括:x向移动车部件、y向移动车部件和驱动系统,所述x向移动车部件和y向移动车部件设置于地坑底部居中位置,所述驱动系统设置于地坑上部;所述的x向移动车部件设置于所述y向移动车部件下方,所述的y向移动车部件上方设置有格架。本实用新型所述的燃料贮存格架贮存小室通过性试验自定位装置,实现燃料贮存格架在通过性试验过程中,行吊不移动的情况下,能够完成通过性试验的工作,保证了燃料贮存格架试验的稳定性的同时,减少了试验的时间,提高了生产试验效率。
  • 核电容器的控制方法、装置、计算机设备和存储介质-201910404127.2
  • 姜磊;洪振旻;王浩宇;张宇宏 - 中广核核电运营有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
  • 2019-05-15 - 2019-08-06 - G21C17/003
  • 本申请涉及一种核电容器的控制方法、装置、计算机设备和存储介质。所述方法包括:采用光纤光栅传感器监测核电容器得到监测信息;根据所述监测信息确定所述核电容器是否出现异常情况;在所述核电容器出现异常情况时,生成与所述异常情况对应的控制信息;根据所述控制信息对所述核电容器进行调控。由于光纤光栅传感器具有抗强磁、强电,能在腐蚀、高温、放射的条件下长时间稳定工作等优点,因此采用光纤光栅传感器对核电容器进行监测,提高了监测控制系统的可靠性,使监测控制系统可以持续有效地工作。监测控制系统在核电容器出现异常情况时,生成对应的控制信息即生成调控信息,将核电容器调整回正常状态,从而保证核电容器的安全可靠。
  • 反应堆压力容器辐照监督管插入工具-201821708148.0
  • 胡大芬;许洪朋;刘刚;杨景超;刘东杰;李跃忠;刘言午 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
  • 2018-10-22 - 2019-07-02 - G21C17/003
  • 本实用新型公开了一种反应堆压力容器辐照监督管插入工具,其包括基板,端面设置有固定孔;支撑腿,设置有两个,分别设置在基板的两侧,并与基板固定连接;同步顶,插入设置在基板的固定孔内,并与基板固定连接,一端为封闭结构,一端设置有螺纹孔;加长杆,设置有外螺纹,与同步顶的螺纹孔螺纹连接;销,设置有两个,每一个支撑腿的对应位置各设置有一个,并与辐照监督管支架对应销孔对应;以及液压泵,通过连接管与同步顶连接。相对于现有技术,本实用新型反应堆压力容器辐照监督管插入工具操作简单、方便,可用于对辐照监督管进行安装,并使辐照监督管就位牢固、无松动,且不会对辐照监督管表面造成损伤。
  • 一种并行的反应堆压力容器法兰孔带自动超声扫查工具-201511020005.1
  • 吴东栋;王俊涛 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
  • 2015-12-30 - 2018-11-30 - G21C17/003
  • 本发明属于核电站无损检测技术,具体公开了一种并行的反应堆压力容器法兰孔带自动超声扫查工具。包括连接架,以及设于连接架上的伸缩组件、轴向检查组件和径向检查组件,通过连接架将伸缩组件、径向检查组件和轴向检测组件组合,伸缩组件的伸缩气缸连接伸缩组件安装板,伸缩组件安装板与连接架固定,径向检查组件和轴向检测组件均安装在连接架上端,因此伸缩组件通过连接架将径向检查组件和轴向检查组件伸到远端。同时径向检查组件的电机可同时驱动法兰面轴向扫查托盘和径向扫查托盘运动,减小了电气系统和软件系统的繁杂性。该扫查工具可大大减小压力容器的检查时间。
  • 一种核电厂用于容器内低压磁粉探伤装置-201820494244.3
  • 陈玉喜;谷昊;杨蕾;樊明岩;梁威;周鹏 - 辽宁红沿河核电有限公司
  • 2018-04-09 - 2018-11-27 - G21C17/003
  • 本实用新型提供一种核电厂用于容器内低压磁粉探伤装置,所述探伤装置包括变压器和磁轭探伤仪,其中所述变压器设置有支持24V的变压线圈;所述变压器和所述磁轭探伤仪通过导线连接。本实用新型通过在变压器内设置支持24V的变压线圈,设置牢固的接线方式、散热以及便于携带,使得探伤装置可以支持24V,保障核电站容器内设备、仪表的安全性,并且提高了探伤装置使用的稳定性和便利性,解决了现有探伤装置使用相对较高电压对核电站容器内设备、仪表有安全威胁的问题。
  • 一种反应堆压力容器法兰螺纹孔自动超声检查工具-201511017023.4
  • 吴东栋;尹鹏 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
  • 2015-12-29 - 2018-11-02 - G21C17/003
  • 本发明属于核电站无损检测技术,具体公开了一种反应堆压力容器法兰螺纹孔自动超声检查工具。包括基座、设于基座内部的主轴,以及与主轴连接的电机,还包括设于基座的下端且与主轴连接的探头转座,所述的探头转座上设有若干个沿探头转座周向均布的探头座,所述的探头座上设有水浸探头;所述的指针固定设于基座下端,所述的探头转座中心的孔周向刻有刻度线,指针指向刻度线。电机通过主轴带动探头转座上的水浸探头转动,旋转一周即可实现对压力容器螺纹孔的超声检查,检查效率高、操作方便;探头座上面有腰形孔,孔内为水浸探头,微调探测半径;设计电机罩,通过向罩内通入高压气,对电机等设备起到密封作用。
  • 一种熔融物硬壳厚度与相界面温度的动态测量装置及方法-201810395257.X
  • 苏光辉;罗思民;张亚培;田文喜;秋穗正;罗琦;余红星 - 西安交通大学
  • 2018-04-27 - 2018-10-23 - G21C17/003
  • 本发明公开了一种熔融物硬壳厚度与相界面温度的动态测量装置及方法,该测量装置包括线性驱动器、金属探针和热电偶,实现对熔融物硬壳厚度以及熔融物与硬壳之间相界面温度的动态测量;金属探针底部布置单个热电偶;线性驱动器与金属探针顶部连接,并可以0.1mm的精度移动金属探针;金属探针在移动过程中,当布置在金属探针底部的热电偶测量到的温度停止变化,表明金属探针已接触到熔融物硬壳的上沿;此时根据金属探针的移动距离及压力容器的高度能够可以计算出硬壳厚度,金属探针底部热电偶测量到的温度即为相界面温度;本发明可为核反应堆严重事故安全性研究实验中硬壳厚度以及相界面温度的动态测量提供一种有效的途径。
  • 充压测试系统及方法-201711461824.9
  • 王金亮;陶青;孔祥楠;杨紫宝;梁俊松 - 中国核工业第五建设有限公司
  • 2016-12-07 - 2018-07-13 - G21C17/003
  • 本发明属于设备测试领域。为了解决采用常规测试方法对AP1000核电站中安全壳内压力检测装置进行充压测试时,存在着充压不稳而造成压力膜盒和毛细管破坏的问题,本发明公开了一种充压测试系统。该充压测试系统,包括压力源和缓冲罐;压力源的出口端与缓冲罐的进口端连接,缓冲罐的出口端与压力膜盒连接;其中,缓冲罐的出口端设有三通,三通的第一端口与缓冲罐的出口端连通,第二端口与压力膜盒的测压面连接,第三端口与压力膜盒的注油口连接。通过采用本发明的充压测试系统对压力检测装置进行充压测试,可以实现对压力检测装置的稳定充压,达到对压力检测装置的保护。因此,该充压测试系统被应用于AP1000核电站的安全壳内压力检测设备的测试工作中。
  • 一种反应堆压力容器检查用快速连接机构-201611241699.6
  • 王俊涛;周文;王龙;朱琳;张军;付锐 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
  • 2016-12-29 - 2018-07-06 - G21C17/003
  • 本发明属于核电厂检测维修技术领域,具体公开了一种高温气冷堆型反应堆压力容器检查用的快速连接机构。连接条包括连接条腔体和解锁板,连接条腔体上设有弹簧压板,弹簧压板两侧对称设有滑槽,弹簧压板两侧分别连接弹簧,每侧的弹簧端部连接活舌,解锁板上端对称的加工两条解锁导槽。快速连接机构,包括升降杆、连接条和连接槽,所述的连接条和连接槽有两组,每组位于升降杆的端部,以多节拼接的方式,实现快速连接成长导轨,也可以快速拆卸,操作人员可以远离放射性环境;连接条带弹性活舌的结构,实现连接条插入连接槽自动压缩,进入连接槽,运动到连接槽的空窗时自动弹出。实现快速插入锁紧连接,结构简单可靠。
  • 一种检测核电安全壳温度的方法及装置-201410735528.3
  • 赵昔;李如源;褚英杰;魏龙玮;卢定坤;陈杰 - 福建宁德核电有限公司
  • 2014-12-05 - 2018-07-03 - G21C17/003
  • 本发明实施例公开了一种检测核电安全壳温度的方法及装置,其中红外成像仪检测安全壳内设备发出的热辐射,生成温度图像,并通过第一交换机传输给第一宽频载波器;第一宽频载波器接收并将温度图像调制成载波信号,传给第二宽频载波器;第二宽频载波器接收载波信号并将载波信号转换成温度图像,并通过第二交换机传送给应用服务器。可见,本发明实施例提供的一种检测安全壳温度的方法及装置,通过红外成像仪能实现对安全壳内整体温度的检测,并且通过第一宽频载波器将温度图像进行调制,得到载波信号,利用探头信号线将载波信号传递给第二宽频载波器,从而转换成温度图像,可以减少在传输过程中外界环境对信号的干扰,保证信号准确传输。
  • 一种核电站压力容器自动检测设备控制系统-201410849721.X
  • 秦华容;王俊涛;罗玉文;张志义;陈姝;陈凯;余小侠 - 中核武汉核电运行技术股份有限公司;核动力运行研究所
  • 2014-12-30 - 2018-03-16 - G21C17/003
  • 本发明涉及超声无损检测技术领域,具体涉及一种核电站压力容器自动检测设备控制系统,目的是解决现有压力容器超声检测控制系统中电气结构复杂、电缆系统庞大、可靠性差的问题。其特征在于,它包括人机交互子系统、光纤通讯子系统、编码传输解析子系统、超声检测子系统、电源管理子系统、气源、光纤通讯采集子系统、运动控制子系统、气动控制子系统、编码传输采集子系统和水下电源。本发明控制系统中远程操作端和机械载体之间只需布置电源,光缆和气管,系统电缆布局简洁,大大节省人力资源;运动控制子系统采用分布式结构,主站和从站之间通过EtherCAT工业总线级联,实时性好,大大简化系统控制结构。
  • 充压测试系统及方法-201611116768.0
  • 王金亮;陶青;孔祥楠;杨紫宝;梁俊松 - 中国核工业第五建设有限公司
  • 2016-12-07 - 2018-03-06 - G21C17/003
  • 本发明属于设备测试领域。为了解决采用常规测试方法对AP1000核电站中安全壳内压力检测装置进行充压测试时,存在着充压不稳而造成压力膜盒和毛细管破坏的问题,本发明公开了一种充压测试系统。该充压测试系统,包括压力源和缓冲罐;压力源的出口端与缓冲罐的进口端连接,缓冲罐的出口端与压力膜盒连接;其中,缓冲罐的出口端设有三通,三通的第一端口与缓冲罐的出口端连通,第二端口与压力膜盒的测压面连接,第三端口与压力膜盒的注油口连接。通过采用本发明的充压测试系统对压力检测装置进行充压测试,可以实现对压力检测装置的稳定充压,达到对压力检测装置的保护。因此,该充压测试系统被应用于AP1000核电站的安全壳内压力检测设备的测试工作中。
  • 核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法-201611168421.0
  • 李承亮;束国刚;陈骏;刘飞华;邓小云;段远刚 - 深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
  • 2016-12-16 - 2018-03-06 - G21C17/003
  • 本发明公开了一种核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法,包括以下步骤核电站首次装料运行之前,测得反应堆压力容器钢监测部位初始纳米压痕硬度h0;核电站正常运行期间,测得任意时间点反应堆压力容器钢同一监测部位辐照损伤后的纳米压痕硬度h;基于初始纳米压痕硬度h0和任意时间点测得的纳米压痕硬度h,计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中纳米压痕硬度变化率δ(h),根据纳米压痕硬度变化率δ(h)计算反应堆压力容器钢辐照损伤过程中的强度参数;基于强度参数,对反应堆压力容器钢辐照损伤度进行分析评估。本发明经济、环保、安全、高效,不仅可多次测量,而且可同时监控反应堆压力容器多个位置的辐照损伤程度。
  • 一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法-201710730935.9
  • 范柄辰;蔡金平;吴忠良;史慧梅;陆伟;王宝;叶张瀚;曹刚;张军;黄成;李海科;郑铭焱;屈迪;詹孝传;刘闯 - 福建福清核电有限公司
  • 2017-08-23 - 2018-01-09 - G21C17/003
  • 本发明属于核电站运营维护技术领域,具体涉及一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法。包括如下步骤第一步确定离线啜吸装置,离线啜吸装置中,燃料组件放置在啜吸室内,通过水回路升温,使啜吸室处于不同温度平台,促使气体裂变产物从燃料包壳破口处释放进入气回路,从而被碘化钠谱仪连续监测;第二步试验条件设定;第三步介质类型确定;第四步给出破损燃料的破口当量范围,依据第一平台温度,第二平台温度,升温速率和释放介质类型,结合破损燃料破口当量与Xe‑133平衡时间关系表,给出破损燃料的破口当量范围。福清核电1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损,通过本发明方法的应用,查找出了破损燃料组件,并给出了破损燃料的破口当量。
专利分类
×

专利文献下载

说明:

1、专利原文基于中国国家知识产权局专利说明书;

2、支持发明专利 、实用新型专利、外观设计专利(升级中);

3、专利数据每周两次同步更新,支持Adobe PDF格式;

4、内容包括专利技术的结构示意图流程工艺图技术构造图

5、已全新升级为极速版,下载速度显著提升!欢迎使用!

请您登陆后,进行下载,点击【登陆】 【注册】

关于我们 寻求报道 投稿须知 广告合作 版权声明 网站地图 友情链接 企业标识 联系我们

钻瓜专利网在线咨询

400-8765-105周一至周五 9:00-18:00

咨询在线客服咨询在线客服
tel code back_top