[发明专利]核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法有效
| 申请号： | 201510875341.8 | 申请日： | 2015-12-02 |
| 公开（公告）号： | CN106816190B | 公开（公告）日： | 2018-09-25 |
| 发明（设计）人： | 程超;田骏;田亚杰;苟晓龙;宋磊 | 申请（专利权）人： | 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司 |
| 主分类号： | G21C17/02 | 分类号： | G21C17/02 |
| 代理公司： | 深圳市顺天达专利商标代理有限公司 44217 | 代理人： | 蔡晓红;柯夏荷 |
| 地址： | 518023 广东省深圳市大*** | 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： | 一种核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法，主管道包括冷管道和热管道，该系统包括：设置在热管道上的宽量程温度计和窄量程温度计以及设置在冷管道上的宽量程温度计和窄量程温度计，热管道上的窄量程温度计所在的管道截面距离压力容器的轴向距离基于流体力学仿真建模分析确定；主管道管壁上固定连接有安装温度计的取样接口，且主管道上连接取样接口的区域开设有贯穿管壁的定位孔，每个温度计均通过保护套管插入对应的取样接口中匹配连接后伸入定位孔内,本发明减掉了测温旁路，提高测量的准确度以及测量响应时间，且热管道上的窄量程温度计的安装位置基于流体力学仿真建模分析确定，设置在流场和温度场最优的区域，提高了测量准确度。 | ||
| 搜索关键词： | 核电站 反应堆 主管 冷却剂 温度 测量 系统 以及 方法 | ||
【主权项】：
1.一种核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统，所述主管道包括：冷管道，用于将蒸汽发生器内的冷却剂导向反应堆压力容器；热管道,用于将反应堆压力容器内的冷却剂导向蒸汽发生器；其特征在于，所述系统包括设置在热管道上的宽量程温度计和窄量程温度计，以及设置在冷管道上的宽量程温度计和窄量程温度计；其中，热管道上的窄量程温度计所在的管道截面距离所述反应堆压力容器的轴向距离是基于流体力学仿真建模分析确定；其中，主管道管壁上固定连接有用于安装温度计的取样接口，且主管道上连接取样接口的区域开设有贯穿管壁的定位孔，每个温度计均通过保护套管插入对应的取样接口中匹配连接后伸入定位孔内；位于热管道和冷管道上的宽量程温度计的测量信号用于监测启堆和停堆瞬态期间或反应堆冷却剂泵跳闸时温度的变化；位于热管道和冷管道上的窄量程温度计的测量信号用于保护与控制。
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中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司，未经中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司许可，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/201510875341.8/，转载请声明来源钻瓜专利网。
- 同类专利
- 用于流动传热、流动不稳定和沸腾临界实验的装置和方法-201910740433.3
- 彭传新;昝元锋;袁德文;黄彦平 - 中国核动力研究设计院
- 2019-08-12 - 2019-11-12 - G21C17/02
- 本发明公开了用于流动传热、流动不稳定和沸腾临界实验的装置和方法，解决了现有技术中没有能够同时在一种装置中开展流动传热、流动不稳定和沸腾临界实验的问题。本发明的装置包括堆芯通道实验本体组件、换热器、冷却剂循环泵、预热器；所述堆芯通道实验本体组件为两组，一组由第一流量调节阀、第一流量测量装置和第一堆芯通道实验本体沿着流动方向顺次串联组成；另一组由第二流量调节阀、第二流量测量装置和第二堆芯通道实验本体沿着流动方向顺次串联组成；两组堆芯通道实验本体组件并联设置在循环回路上；所述循环回路上还设置有稳压器。本发明可在同一实验装置上实现核反应堆堆芯通道流动传热、流动不稳定和沸腾临界的实验研究。
- 一种非能动余热排出循环性能测试方法-201711284393.3
- 陈永东;倪利刚;吴晓红;于改革;刘孝根 - 合肥通用机械研究院有限公司
- 2016-08-02 - 2019-10-11 - G21C17/02
- 本分案申请涉及一种非能动余热排出循环性能测试方法。本方法中的测试系统包括余热排出循环模拟系统、过饱和压力系统，余热排出循环模拟系统包括堆内热源模拟模块、堆外散热模块，堆内热源模拟模块、堆外散热模块通过管路连通并构成循环测试回路，过饱和压力系统使得该测试系统内压力超过循环液体在测试温度下的饱和蒸汽压。本发明中堆内热源模拟模块用于模拟实际核反应堆内的热源，通过监测循环测试回路中的循环液体的体积流量、堆内热源模拟模块进、出口端温度，堆外散热模块进、出口端温度，从而可以获得余热排出循环模拟系统的性能，通过上述性能测试结果即可以对实际中核反应堆所配置的余热排出循环系统在事故时的性能做出验证。
- 一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统-201810344864.3
- 闫明晶;许晨德;曾建丽;周绍飞;许洁;李盛杰;彭跃;胡剑;王元;董鹏飞;温亮 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2018-04-17 - 2019-10-08 - G21C17/02
- 本发明公开了一种核电厂多样化冷链系统的传热性能试验方法和系统。所述系统包括：一回路、RHR系统、RRI系统、PTR系统、EHR系统、SFP水池、IRWST水箱、ECS系统、测试装置。本发明通过利用一回路产热来作为持续的热能来源，并利用RRI系统反传热的方式对IRWST水箱和SFP水池进行加热，采用加热后的IRWST水箱和SFP水池来作为冷链系统的测试热源，一次性完成多样化冷链系统换热器的性能试验，无需临时添加加热器对水池进行加热，试验热源稳定可靠，满足SG‑30的要求，又由于有IRWST水箱和SFP水池作为热量传递的缓冲环节，避免了试验过程中对一回路造成热冲击瞬态，保障了试验的安全稳定进行。
- 一种系统热工实验装置的热损失测量装置及其方法-201711285497.6
- 臧金光;毕景良;李林坤;张妍;昝元锋;杨祖毛;胡俊;黄彦平 - 中国核动力研究设计院
- 2017-12-07 - 2019-08-13 - G21C17/02
- 本发明公开了一种系统热工实验装置的热损失测量装置及其方法，步骤1：确定系统热工实验装置的设备，并在其外侧包覆保温棉；步骤2：将设备中注入1种或多种组分的工质，记录单个组分的质量mf、流体比热容cp；步骤3：关闭上隔离阀和下隔离阀，将设备进行回路隔断，形成待测区域；步骤4：将待测区域内的设备加热，并且在设备温度达到预设温度时，停止加热且开始计时；步骤5：实时测取并保存外壁温测点温度Tso、内侧温壁点温度Tsi、以及设备内流体温度Tf；待设备温度降低到下限温度时，停止测取；步骤6：数据处理系统通过数据线从待测量区域获得固壁质量ms、固壁比热容cps、外壁温测点温度Tsi、内侧温壁点温度Tso。
- 压水堆核电站反应堆主冷却剂泵专用转速传感器及其制作方法-201910408842.3
- 刘桂兴;夏浩;杨芹;康凯;孟成水;陶宇杰;刘俊;万志云;冯志远;罗番 - 江苏利核仪控技术有限公司;海南核电有限公司
- 2019-05-16 - 2019-07-23 - G21C17/02
- 本发明涉及的一种压水堆核电站反应堆主冷却剂泵专用转速传感器及其制作方法，它包括同轴电缆、插头主体、插座、磁钢、绕组、铁芯和外壳；所述外壳内的左部设有铁芯、绕组和磁钢，所述铁芯的顶部贴合外壳的左侧内壁，所述铁芯的底部卡入外壳内中部的卡口内，所述铁芯两侧分别设有绕组，所述铁芯的底部两侧分别吸附一个磁钢；所述外壳的右侧与插座连接，所述外壳的右侧与热缩管连接，所述热缩管内设有插座、插头主体、插针、压接管、绝缘层固定架和绝缘子；所述热缩管的右端内套设有同轴电缆，所述同轴电缆在热缩管内的一端为电缆芯线。本发明能够满足核电站安全壳内，存在辐射环境中，主冷却剂泵的转速测量之需。
- NSSS冷态功能试验间主回路设备温度监测系统及方法-201610601319.9
- 李强涛;谭杞安;秦浩;吴国强;陈伟亮 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2016-07-27 - 2019-05-17 - G21C17/02
- 本发明提供NSSS冷态功能试验间主回路设备温度监测系统及方法，属于核安全技术领域，该系统包括：临时热电阻，设置于主回路设备的外表面，用于采集主回路设备的临时温度信号；集散型控制系统，包括热电阻端子模块和热电阻输入模块，所述热电阻端子模块连接所述临时热电阻，用于接收和转送所述临时温度信号，所述热电阻输入模块连接所述热电阻端子模块，用于接收和处理所述临时温度信号得到临时温度数据。本发明通过临时热电阻采集临时温度信号，利用集散型控制系统的传输通道对临时温度信号进行传输和处理得到温度数据，能够节约信号处理的关键路径时间，提升试验准确率，有效监测主回路设备的温度，保护主设备的安全和现场试验人员的安全。
- 一种高温气冷堆控制棒驱动机构检修装置及检修工艺方法-201710966335.2
- 鲍学斌;张斌;薛永阳;杨明晓;谭书莹;明平良;丁明;刘攀;王俊兰;刘涛;郝明君;杨亦然;曹敏 - 华能山东石岛湾核电有限公司;华能集团技术创新中心;中核武汉核电运行技术股份有限公司
- 2017-10-17 - 2019-04-23 - G21C17/02
- 本发明属于反应堆检修技术领域，具体涉及一种高温气冷堆控制棒驱动机构检修装置及检修工艺方法。主舱室本体与过渡舱本体之间设置有主舱室舱门II，转运舱本体与主舱室本体之间设置有主舱室舱门I，转运舱本体上设置有转运舱舱门，过渡舱本体上设置有过渡舱舱门；温度传感器I、压力传感器I以及氦气浓度检测仪I安装在转运舱本体上；温度传感器II、压力传感器II以及氦气浓度检测仪II安装在主舱室本体上；温度传感器III、压力传感器III以及氦气浓度检测仪III安装在过渡舱本体上；转运舱吊耳固定在转运舱本体上方，吊耳固定在主舱室本体上方，吊钩固定在转运舱本体上。本发明可在保证压力容器内气氛不外泄的前提下实现控制棒系统快速拆装。
- 核电站松动部件多目标三维动态跟踪方法-201610075672.8
- 方力先;刘旭;万鹏飞 - 杭州电子科技大学
- 2016-02-03 - 2019-01-15 - G21C17/02
- 本发明公开了一种核电站松动部件多目标三维动态跟踪方法。本发明包括以下步骤：步骤(1)数据库的建立；步骤(2)三维虚拟建模；步骤(3)松动部件现场信号获取；步骤(4)松动部件定位；步骤(5)松动部件质量估计；步骤(6)动态跟踪显示。本发明通过加速度传感器周期地获取到松动部件的信号，对松动部件进行定位和质量估计后，利用三维可视化技术，实现动态跟踪松动部件，为专家诊断和故障维修提供依据。本发明抗噪能力强，定位精度高，质量估计误差小，并能同时跟踪多个松动部件目标。
- 超临界二氧化碳密封及可视化试验件-201820614283.2
- 王汉;陆道纲;郭张鹏 - 华北电力大学
- 2018-04-27 - 2019-01-01 - G21C17/02
- 一种超临界二氧化碳密封及可视化试验件，包括顶部法兰、底部法兰、承压不锈钢外管以及可视化部分，2×2电加热棒束插入到承压不锈钢外管内，2×2电加热棒束和承压不锈钢外管之间形成流体流道，可视化部分位于试验件的中部，由第一可视化法兰、第二可视化法兰、透明石英玻璃方腔、四根电加热不锈钢管，其中一根不锈钢管的中间部分由透明石英玻璃管构成。本试验件设计能够保证高压条件下超临界二氧化碳的有效密封，同时，可视化部分采用透明石英玻璃方腔与法兰直接连接，结合PIV技术能够对整个试验棒束内的流动特性进行测量，得到不同热工参数下湍流交混系数以及大尺度流量脉动规律，对超临界水冷堆燃料组件的热工设计以及安全分析具有重要意义。
- 一种主泵水力部件静压试验二、三级密封模拟装置-201510963755.6
- 郝庆军;裴宏宇;朱翠云;龚卫民;明平良 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
- 2015-12-18 - 2018-11-02 - G21C17/02
- 本发明属于核岛主泵水力部件检修技术领域，具体涉及一种主泵水力部件静压试验二、三级密封模拟装置，用来模拟真实的2/3#密封组件。密封法兰安装于1#密封室上法兰上方，密封法兰外壁与1#密封室上法兰内壁采用小间隙配合，采用一号密封圈形成一道密封边界；密封法兰下安装面与1#密封室上法兰上安装面定位配合，通过固定螺栓固定；模拟泵轴安装于密封法兰内孔，通过模拟泵轴轴肩处上安装面与密封法兰内壁下安装面定位配合，密封法兰内壁与模拟泵轴对应的轴肩下部外径采用二号密封圈形成两道密封边界；压紧螺钉安装在模拟泵轴上且压紧密封法兰上。本发明用来模拟真实的2/3#密封组件，保证泵轴与1#密封室上法兰之间的密封。
- 一种核电冷凝器特性试验成套装备-201810365075.8
- 韩波 - 辽宁红沿河核电有限公司
- 2018-04-23 - 2018-10-16 - G21C17/02
- 本发明提供一种核电冷凝器特性试验成套装备，其包括：多个绝对压力变送器、多个电流转换盒、多个PT100铂电阻、多个长杆铂电阻、数据采集器，及控制处理装置，通过网线与所述数据采集器相连接，用于接收来自数据采集器的电流数据、温度数据，对所述数据进行数据拟合处理，以及进行显示。实施本发明，实现对试验所需现场数据自动采集、传输及处理，可以降低数据采集误差、提高现场工作效率。
- 一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置-201710672528.7
- 马涛;张佑杰;姜胜耀;李川;刘凌 - 清华大学
- 2017-08-08 - 2018-10-16 - G21C17/02
- 本发明提供了一种高温气冷堆内测温石墨球的复检方法及装置，包括：采用X光机获取石墨球卸出管路中每一个球形元件的X光图像；通过所述X光图像判断所述球形元件的类别；若所述X光图像中球形元件为实心球，则所述X光图像所对应的球形元件为石墨球；反之，则所述X光图像所对应的球形元件为测温石墨球。本发明实现了测温石墨球的最终筛拣并且操作简单、响应快；能够缩短试验周期，节省人力与财力，降低试验对人员及环境的影响。
- 一种高温气冷堆控制棒驱动机构检修装置-201721332162.0
- 鲍学斌;张斌;薛永阳;杨明晓;谭书莹;明平良;丁明;刘攀;王俊兰;刘涛;郝明君;杨亦然;曹敏 - 华能山东石岛湾核电有限公司;华能集团技术创新中心;中核武汉核电运行技术股份有限公司
- 2017-10-17 - 2018-10-09 - G21C17/02
- 本实用新型属于反应堆检修技术领域，具体涉及一种高温气冷堆控制棒驱动机构检修装置。主舱室本体与过渡舱本体之间设置有主舱室舱门II，转运舱本体与主舱室本体之间设置有主舱室舱门I，转运舱本体上设置有转运舱舱门，过渡舱本体上设置有过渡舱舱门；温度传感器I、压力传感器I以及氦气浓度检测仪I安装在转运舱本体上；温度传感器II、压力传感器II以及氦气浓度检测仪II安装在主舱室本体上；温度传感器III、压力传感器III以及氦气浓度检测仪III安装在过渡舱本体上；转运舱吊耳固定在转运舱本体上方，吊耳固定在主舱室本体上方，吊钩固定在转运舱本体上。本实用新型可在保证压力容器内气氛不外泄的前提下实现控制棒系统快速拆装。
- 核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法-201510875341.8
- 程超;田骏;田亚杰;苟晓龙;宋磊 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2015-12-02 - 2018-09-25 - G21C17/02
- 一种核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法，主管道包括冷管道和热管道，该系统包括：设置在热管道上的宽量程温度计和窄量程温度计以及设置在冷管道上的宽量程温度计和窄量程温度计，热管道上的窄量程温度计所在的管道截面距离压力容器的轴向距离基于流体力学仿真建模分析确定；主管道管壁上固定连接有安装温度计的取样接口，且主管道上连接取样接口的区域开设有贯穿管壁的定位孔，每个温度计均通过保护套管插入对应的取样接口中匹配连接后伸入定位孔内,本发明减掉了测温旁路，提高测量的准确度以及测量响应时间，且热管道上的窄量程温度计的安装位置基于流体力学仿真建模分析确定，设置在流场和温度场最优的区域，提高了测量准确度。
- 一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置-201710670168.7
- 马涛;张佑杰;姜胜耀;李川;刘凌 - 清华大学
- 2017-08-08 - 2018-08-28 - G21C17/02
- 本发明提供了一种高温气冷堆内测温石墨球的识别方法及装置。方法包括：获取测温石墨球的γ射线计数率预设值；检测从高温气冷堆球床堆芯内卸出的球形元件中以0.65776Mev、0.884678Mev、0.937483Mev、1.173Mev及1.331Mev为中心能量峰的γ射线计数率值；若所述γ射线计数率值与γ射线计数率预设值在采用相同的测量方法时处于同一数量级，则所述球形元件为测温石墨球。本发明在球床型高温气冷堆堆内测温试验过程中，能够准确识别出测温石墨球并且操作简单、响应快；能够缩短试验周期，节省人力与财力，降低试验对人员及环境的影响。
- 核反应堆堆芯中子及温度探测装置-201721512630.2
- 李树成;胡铸萱;刘文臻 - 国核自仪系统工程有限公司
- 2017-11-14 - 2018-06-15 - G21C17/02
- 一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，涉及核电技术领域，所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。本实用新型提供的装置，适用于压水堆核电站堆芯仪表系统。 1
- 一种液位双重测量装置-201721113706.4
- 蒋军建;何军;刘大银;廖建康;易理顺;叶伟 - 中核核电运行管理有限公司;秦山第三核电有限公司
- 2017-09-01 - 2018-04-20 - G21C17/02
- 本实用新型属于核电站重水堆装换料系统技术领域，具体涉及一种液位双重测量装置，目的在于研制一套双重液位监测系统，原有一套保留，另外再增加一套液位监测系统冗余。确保重水不会溢出，造成工作人员受到意外剂量照射的风险及厂房污染。有效保护工作人员及环境。其特征在于它包括重水收集箱、液位探针组件、进水管线、排气口、接线柱、盲板、液位变送器、液位报警器、压力变送器、液位显示器、第一截止阀门、第二截止阀门、排水泵和排水管线。本实用新型中描述的双重液位测量装置，安全可靠，使用方便，稳定性强，经济效益高，确保重水不会溢出，造成工作人员受到意外剂量照射的风险及厂房污染，有效保护工作人员及环境。
- 核电站的测试用纤维型异物的制造装置及方法-201580082527.6
- 徐廷官;李在用;权纯国;金载元 - 韩国水力原子力株式会社
- 2015-08-19 - 2018-04-17 - G21C17/02
- 本技术公开了一种核电站的测试用纤维型异物制造装置及方法。具体而言，制造长度分布与穿过粗滤器而被多个粗滤网所捕集的纤维型异物长度分布相同，且具有规定长度分布的测试用纤维型异物，并基于所制造的测试用纤维型异物，进行测试以便评估因冷却剂丧失事故所致的堆芯内异物影响，由此，效果在于，因为测试用纤维型异物具有规定长度分布而可实现测试再现性，并由此能够生成保守的实验数据。
- CPR1000压水堆机组及其核取样组件-201721278978.X
- 邓春银;王益群;毛武威;任合斌 - 福建宁德核电有限公司
- 2017-09-30 - 2018-03-30 - G21C17/02
- 本实用新型提供了一种CPR1000压水堆机组及其核取样组件，核取样组件包括扩大管和内套于所述扩大管的套管，所述扩大管与所述套管共轴线，所述套管的固定端与所述扩大管过盈密封连接。本实用新型的套管的固定端与扩大管采用过盈配合的方式实现密封连接，套管的固定端与扩大管紧密贴合，能够确保扩大管与套管的有效对中，所以提高了冷却剂取样流动通道间隙的均匀性，进而提高了取样流量稳定性。
- 核反应堆堆芯中子及温度探测装置-201711122184.9
- 李树成;胡铸萱;刘文臻 - 国核自仪系统工程有限公司
- 2017-11-14 - 2018-03-06 - G21C17/02
- 一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置，涉及核电技术领域，所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件，各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设，所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计，及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器，并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长，各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。本发明提供的装置，适用于压水堆核电站堆芯仪表系统。
- 一种液位双重测量装置-201710778194.1
- 蒋军建;何军;刘大银;廖建康;易理顺;叶伟 - 中核核电运行管理有限公司;秦山第三核电有限公司
- 2017-09-01 - 2018-01-19 - G21C17/02
- 本发明属于核电站重水堆装换料系统技术领域，具体涉及一种液位双重测量装置，目的在于研制一套双重液位监测系统，原有一套保留，另外再增加一套液位监测系统冗余。确保重水不会溢出，造成工作人员受到意外剂量照射的风险及厂房污染。有效保护工作人员及环境。其特征在于它包括重水收集箱、液位探针组件、进水管线、排气口、接线柱、盲板、液位变送器、液位报警器、压力变送器、液位显示器、第一截止阀门、第二截止阀门、排水泵和排水管线。本发明中描述的双重液位测量装置，安全可靠，使用方便，稳定性强，经济效益高，确保重水不会溢出，造成工作人员受到意外剂量照射的风险及厂房污染，有效保护工作人员及环境。
- 一种非能动余热排出循环性能测试系统以及测试方法-201610624091.5
- 陈永东;倪利刚;吴晓红;于改革;刘孝根 - 合肥通用机械研究院
- 2016-08-02 - 2018-01-12 - G21C17/02
- 本发明主要涉及一种非能动余热排出循环性能测试系统。本发明包括余热排出循环模拟系统、过饱和压力系统，余热排出循环模拟系统包括堆内热源模拟模块、堆外散热模块，堆内热源模拟模块、堆外散热模块通过管路连通并构成循环测试回路，过饱和压力系统使得该测试系统内压力超过循环液体在测试温度下的饱和蒸汽压。本发明堆内热源模拟模块用于模拟实际核反应堆内的热源，通过监测循环测试回路中的循环液体的体积流量、堆内热源模拟模块进、出口端温度，堆外散热模块进、出口端温度，从而可以获得余热排出循环模拟系统的性能，通过上述性能测试结果即可以对实际中核反应堆所配置的余热排出循环系统在事故时的性能做出验证。
- 核电站二代电动头电子卡件敏感元器件测试系统及方法-201610242477.X
- 袁佳煌;吴超;朱效勇;胡清明;刘斌;程国鑫 - 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
- 2016-04-18 - 2018-01-05 - G21C17/02
- 本发明涉及核电站二代电动头电子卡件敏感元器件测试系统及方法。该测试系统包括前置控制装置、交流信号装置、采集控制装置、采集适配装置、直流信号装置；前置控制装置接收不同的测试用例，将各个测试用例分别解析成不同的控制命令；交流信号装置向采集控制装置发送交流测试信号；直流信号装置向采集控制装置发送直流测试信号；采集控制装置将交流测试信号和直流测试信号发送至采集适配装置；采集适配装置对交流测试信号和直流测试信号进行调理并输出至电动头卡件进行测试，将测试的反馈信号处理并上传至前置控制装置。本发明的技术方案，解决了利用现有技术手段无法对拷机过程中暴露出的电动头故障进行精确定位，测试效率低等问题。
- 一种用于在反应堆停机期间监控硼稀释的方法-201480057742.6
- M·C·普里贝勒;A·M·布恩克尔;M·D·黑贝尔 - 西屋电气有限责任公司
- 2014-08-18 - 2017-12-12 - G21C17/02
- 一种用于在核电厂停机期间监控反应堆的冷却剂中的硼浓度的方法，该方法将温度补偿应用到源区段检测器输出。该方法接着监控补偿输出信号，以识别高于预选值的检测器计数率的变化。
- 核电站管道外壁面温度测量装置-201610195391.6
- 刘洪涛;何大宇;凌君;章贵和;孟阿军;刘新;刘浪;陈蓉 - 中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
- 2016-03-31 - 2017-11-17 - G21C17/02
- 本发明公开了一种核电站管道外壁面温度测量装置，其包括热电偶、热电偶固定环和用于保护热电偶的热电偶保护装置；热电偶固定环包括金属软片和分设于金属软片两端的紧固组件，热电偶焊接在金属软片外壁上；热电偶保护装置设置在热电偶上方以对其进行保护；使用时，紧固组件将金属软片的两端连接在一起而使金属软片成为环形，且内壁紧贴于被测管道的外壁面，热电偶所测温度即为被测管道外壁面的温度。与现有技术相比，采用本发明核电站管道外壁面温度测量装置，可以在不对被测管道进行开孔和焊接的情况下，较为准确地测出被测管道外壁面的温度；同时，还能够对被测管道的任一截面进行多点温度测量，并解决了测量装置的拆卸和更换问题。
- 一种鼓泡器实验模拟体-201610836096.4
- 彭传新;白雪松;闫晓;卓文彬;张妍;鲁晓东;昝元锋 - 中国核动力研究设计院
- 2016-09-21 - 2017-10-24 - G21C17/02
- 本发明公开了一种鼓泡器实验模拟体，包括模拟体筒体及固定于模拟体筒体上的模拟体支臂，所述模拟体筒体及模拟体支臂均为一端为开口端、另一端为封口端的桶体结构；所述模拟体支臂的开口端连接于模拟体筒体的侧壁上，且模拟体支臂的内孔空间与模拟体筒体的内孔空间相通；所述模拟体支臂的侧壁上还设置有贯穿模拟体支臂侧壁的喷洒孔；还包括以下三种组件中的任意一种或多种测压组件、测温组件、冲击力测量组件。以上提供的鼓泡器实验模拟体可研究自动卸压系统蒸汽喷放过程中蒸汽在鼓泡器中的冷凝行为，测量以下参数中的一种或几种蒸汽在鼓泡器中压力、温度的分布情况、蒸汽对鼓泡器周围的流体冲击效应，以获取鼓泡器的设备特性。
- 一种主泵水力部件静压试验二、三级密封模拟装置-201521071980.0
- 郝庆军;裴宏宇;朱翠云;龚卫民;明平良 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
- 2015-12-18 - 2016-06-29 - G21C17/02
- 本实用新型属于核岛主泵水力部件检修技术领域，具体涉及一种主泵水力部件静压试验二、三级密封模拟装置，用来模拟真实的2/3#密封组件。密封法兰安装于1#密封室上法兰上方，密封法兰外壁与1#密封室上法兰内壁采用小间隙配合，采用一号密封圈形成一道密封边界；密封法兰下安装面与1#密封室上法兰上安装面定位配合，通过固定螺栓固定；模拟泵轴安装于密封法兰内孔，通过模拟泵轴轴肩处上安装面与密封法兰内壁下安装面定位配合，密封法兰内壁与模拟泵轴对应的轴肩下部外径采用二号密封圈形成两道密封边界；压紧螺钉安装在模拟泵轴上且压紧密封法兰上。本实用新型用来模拟真实的2/3#密封组件，保证泵轴与1#密封室上法兰之间的密封。
- 一种测量缓发中子有效份额的方法-201510204700.7
- 史永谦;朱庆福;张巍;刘锋;李开健 - 中国原子能科学研究院
- 2015-04-27 - 2015-09-23 - G21C17/02
- 本发明涉及一种测量缓发中子有效份额的方法，该方法通过改进的源倍增方法与已知实验测量次临界反应性的方法相结合测量缓发中子有效份额βeff。即用改进的源倍增方法给出反应堆次临界的反应性ρ，然后用已知实验测量次临界反应性方法给出以βeff为单位的反应性
如跳源方法、落棒方法等，二者进行比较就可以得到缓发中子有效份额βeff。该测量方法不需要任何特别设备和条件，在反应堆的次临界外推实验中就可进行，方法简单；且该方法得到的反应性，不像过去那样依赖理论计算，只要在反应堆物理启动过程中就可测量。
- 测试核电站鼓泡器排放能力和排放影响的试验装置及方法-201410766525.6
- 于新海;张健;杨留;陆荣华;唐佳丽 - 华东理工大学
- 2014-12-11 - 2015-03-25 - G21C17/02
- 本发明提供一种测试核电站鼓泡器排放能力和排放影响的试验装置及方法，主要由直流锅炉、集气箱、汽水分离器、储压容器、试验水池、压力检测系统及消音系统组成，通过锅炉系统对储能容器内的压力进行控制，通过集气箱上的补水阀和快速放空阀对进入储压容器中蒸汽的干度进行控制，调节储压容器与被测鼓泡器之间的调节阀开度，实现鼓泡器的稳定排放；在试验水池中安装动态压力传感器、温度传感器、噪声接收器、水声探测器、高清水下摄像器等，监测鼓泡器在排放过程中水池中压力的动态变化、鼓泡器产生的噪声、蒸汽吸收过程、水池中温度变化等；进一步在试验装置顶部安装消音装置，以消除噪声污染。
- 核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置-201410280444.5
- 周帅;王雷;姚岩岩;曾颖;梁俊钦;田尧;韩正;梁斌;田科浪;姜浩;万俊闻;常维 - 阳江核电有限公司
- 2014-06-20 - 2014-12-24 - G21C17/02
- 本发明涉及一种核电站用冷凝器试验技术，特别是核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置，本发明采用压力传感器和温度传感器、现场数据读取单元和化学分析单元收集数据，最终由处理单元完成所有数据的处理，并得出结果，以判断核电站冷凝器工作状态，将上述过程所涉及到的核电站用冷凝器特性试验系统设置在核电站用冷凝器特性试验装置中，使得核电站用冷凝器特性试验系统使用起来更加方便，能够快速、有效的检测出核电站冷凝器的状态，提升了核电站用冷凝器特性试验的检测效率，而且提高了准确率，降低了核电站的运作成本。
- 专利分类
