“G21C17/00”专利分类搜索_专利查询_文献下载_出售_求购_买卖_交易

钻瓜专利网为您找到相关结果1440个，建议您升级VIP下载更多相关专利

[实用新型]一种并行的反应堆压力容器法兰孔带自动超声扫查工具-CN201521129494.X有效
发明人：吴东栋;王俊涛 -专利权人：核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
申请日： 2015-12-30 - 公布日： 2016-08-10 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本实用新型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。
一种并行反应堆压力容器法兰自动超声工具

[实用新型]中子温度测量通道与环路电缆连接正确性验证工具-CN201520973435.4有效
发明人：张琪;涂彩清;徐霞军;浦绍俭;徐东;孙勇;沈鼎;刘堃;眭海军;马孝龙;尹江辉;杨俊峰;王新庆 -专利权人：江苏核电有限公司
申请日： 2015-11-30 - 公布日： 2016-08-10 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型属于核电站反应堆堆芯核测系统技术领域，具体公开中子温度测量通道与环路电缆连接正确性验证工具，该验证工具包括多组导线和多组加热片，多组加热片通过多组导线并联，每组导线由两根导线组成，每组导线中的2根导线分别连接电加热片的两端；所述的电加热片为弧形，电加热片缠绕在中子温度测量通道的探测器外表面上；所述的多组导线形成一个插头；所述的导线和加热片均为9组。该验证工具能够在电缆连接工作后，立即对连接的正确性进行验证，及时发现并能立即纠正接反的情况，保证连接的正确性。
中子温度测量通道环路电缆连接正确性验证工具

[实用新型]一种核燃料配重组件-CN201521140619.9有效
发明人：吴日东;周瑞东;莫晓蔚;童楚华;陆斌;周金保 -专利权人：中核核电运行管理有限公司
申请日： 2015-12-31 - 公布日： 2016-07-27 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型涉及核电站维修技术领域，具体涉及一种核燃料配重组件，目的是用于核电站现场实际应用中对装卸料机主提升和转运装置倾翻机拉力进行配重试验。其特征在于：核燃料配重组件总体呈长方体结构，包括上基体、中基体和下基体，上基体下端和中基体上端通过上桁架焊接连接，中基体下端和下基体上端通过下桁架焊接连接。本实用新型实现了在配重试验中保持核燃料配重组件外形不变的情况下，通过增减配重块的方式，实现核燃料配重组件1倍、1.2倍、1.4倍三个重量状态的转换，降低了配重组件的制作成本，提高了配重试验转换工作效率，在核电站装卸料机主提升和转运装置倾翻机拉力的配重试验中取得了良好的应用效果。
一种核燃料配重组件

[发明专利]一种核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统-CN201610297058.6在审
发明人：武心壮;夏栓;江浩;邱健;施伟;刘春丽;苑景田;施金冯;黄秀杰 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-05-06 - 公布日： 2016-07-20 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明提供一种核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统包括:抽气装置、湿度计和处理器；所述处理器经配置接受所述湿度信号，并根据所述湿度信号计算主蒸汽管道的泄漏率并输出数据，并在主蒸汽管道发生泄漏时发出泄漏报警信号，从而提醒操纵员关注机组的运行状态，以便做出正确的判断。本发明提供的核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统，利用湿度计测量气体湿度，在处理器中将湿度与基准值比较，计算出泄漏率，并发出泄漏报警信号，从而提醒操纵员关注机组的运行状态，以便做出正确的判断，必要时采取一定的措施，从而为机组安全运行提供支持。
一种核电站蒸汽管道泄漏监测系统

[发明专利]反应堆堆芯发热模拟元件-CN201610192299.4在审
发明人：周慧辉;黄彦平;徐建军;朱海雁;唐瑜 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2016-03-30 - 公布日： 2016-07-20 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：反应堆堆芯发热模拟元件，包括元件包壳，位于元件包壳内的电阻芯和测温装置，所述电阻芯为等截面电阻线圈或变截面电阻棒，所述等截面电阻线圈的线圈螺距H符合①式，所述变截面电阻棒的截面积A符合②式；‑‑‑‑‑①‑‑‑‑‑②。采用本发明所述的反应堆堆芯发热模拟元件，能够有效地模拟堆芯热功率及其空间分布，同时监测电热元件的温度，利用本发明开展验证试验，能够更加全面和准确地获取堆芯热工水力特性，进一步提高了专设安全系统运行特性验证试验的准确度，为新型核反应堆研发奠定了扎实的技术基础。
反应堆堆发热模拟元件

[发明专利]核电站主泵壳竣工尺寸测量方法-CN201410767683.3在审
发明人：章科;宋战瑞;李佳斌;张雯;朱德才;吕旭伟;马力川;康泽坛;谭文良;谢静 -专利权人：中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2014-12-12 - 公布日： 2016-07-06 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本发明公开了一种核电站主泵壳竣工尺寸测量方法，其包括：1)围绕核电站主泵壳布置3个公共点，人在任何测站位置能观测所有公共点；2)在水力部件配合面均匀选取不少于8个点进行测量，拟合即得水力部件配合面，其法线方向为核电站主泵壳本体坐标系Z轴正向；3)在冷段管口圆周的内表面边缘处、吸入口环外圆边缘处均匀选取至少8个测点，拟合得到管口圆周及其关键点：中心、法向点，管口平面，将两个中心点投影至水力部件配合面上，以冷段管口圆周中心点为原点，以吸入口环外圆中心点为X轴正向建立核电站主泵壳本体坐标系；4)在每个垂直支撑面上均匀选取至少5个测量位置，拟合得到管口支撑面和其法线方向。
核电站主泵壳竣工尺寸测量方法

[发明专利]基于反应堆第4级降压系统T型管夹带试验系统及方法-CN201610224707.X在审
发明人：苏光辉;郭凯伦;孟兆明;田文喜;秋穗正 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2016-04-12 - 公布日： 2016-06-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开一种基于核电厂反应堆第4级自动降压系统的T型管夹带试验系统及方法，系统包括：加热水箱、高温泵、预热段、锅炉、可视化试验段和称重水箱；加热水箱、高温泵和预热段依次连接，预热段的出口连接可视化试验段的液相入口；锅炉的蒸汽出口连接可视化试验段的气相入口；可视化试验段为水平的主管和竖直的支管构成的T型管；可视化试验段的支管连接称重水箱。本发明装置能够进行蒸汽/水为工质的夹带试验，更真实的反映了反应堆中的情况。本发明装置实现了关键实验部分的可视化研究，为进一步理解和研究试验现象提供了条件。本实验装置可以进行可调节双端进气的夹带试验，与真实情况更相符，模拟的状况也更加复杂。
基于反应堆降压系统夹带试验方法

[发明专利]压水反应堆整体水力模拟试验中的压差测点布置结构-CN201410719418.8在审
发明人：林绍萱;余凡;刘彬;姚伟达;张明;张志昊 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2014-12-01 - 公布日： 2016-06-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种压水反应堆整体水力模拟试验中的压差测点布置结构，在堆芯上板和堆芯支承下板的上下表面分别开设有用以预埋引压管的凹槽，引压管包括连接段和预埋段，预埋段的侧壁沿轴向方向间隔设置有通孔；所述凹槽的侧壁上设置有与预埋段的通孔位置相对应的进水间隙槽。通过采用本发明的压差测点布置结构，在压水反应堆整体水力模拟试验中，液体通过预埋在对应位置的引压管的预埋段侧壁上通孔进入引压管内，然后沿引压管内孔引出试验模型，通过外部连接的测量仪器测得堆芯上板、堆芯支承下板上下表面分别与基准位置的压差，来获得反应堆关键段的压降数据，能较好的验证堆内构件结构设计的合理性和流场分析的正确性。
反应堆整体水力模拟试验中的压差测点布置结构

[实用新型]模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置-CN201620124678.5有效
发明人：柏广海;王荣山;张晏玮;耿建桥;刘二伟;郭立江;杜晨曦 -专利权人：苏州热工研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2016-02-17 - 公布日： 2016-06-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型涉及一种模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评价的实验装置，其包括：型腔，其包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，在密封件上设有通孔，核燃料包壳管密封设置在通孔中，且两端位于真空腔、中间位于淬火腔内，淬火腔包括腔体、腔体一体设置的金属波纹管，淬火腔能够随着金属波纹管的自由伸缩而伸缩；平衡装置，其包括滑轮组件、配重砝码；加热装置，其包括伸入核燃料包壳管内的加热棒、套设在加热棒外周的隔离管。本实用新型能够使得燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由金属波纹管的自由伸缩设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的问题，从而能够准确的评价核燃料包壳管性能。
模拟 loca 工况核燃料包壳管性能评价实验装置

[实用新型]模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置-CN201620124680.2有效
发明人：王荣山;柏广海;张晏玮;耿建桥;刘二伟;郭立江;杜晨曦 -专利权人：苏州热工研究院有限公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2016-02-17 - 公布日： 2016-06-29 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型涉及模拟LOCA工况下对核燃料包壳管性能评估的实验装置，其包括型腔，该型腔包括通过密封件分隔形成的真空腔和淬火腔，核燃料包壳管至少有两节，每两节之间通过连接件相密封连接，其中连接件的两端部分别能够滑动地设置在核燃料包壳管内，实验管在受热膨胀后能够自由伸缩；上、下封头；加热装置，其包括发热体，上、下封头、连接件将发热体与核燃料包壳管的内壁绝缘隔开。本实用新型的燃料包壳管在管受热过程中可以自由膨胀和伸缩，同时由连接件将相邻两个燃料包壳管活动且密封设置，还能够防止核燃料包壳管在加热过程中膨胀变弯的现象发生，从而能够准确的评估核燃料包壳管性能。
模拟 loca 工况核燃料包壳管性能评估实验装置

[发明专利]一种反应堆控制棒驱动线综合性能试验验证装置-CN201610012284.5在审
发明人：林绍萱;顾汉洋;刘刚;周媛丽;王丰;龚碧颖;翁娜;陈宇清;周肖佳;毛飞;李成武;史骁辰 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-01-08 - 公布日： 2016-06-22 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明提供一种反应堆控制棒驱动线综合性能试验验证装置，其特征在于，包括水力回路系统、落棒试验本体和支撑钢平台。本发明提供的反应堆控制棒驱动线综合性能试验验证装置，在成熟可靠的筒体法兰密封结构的基础上，设计平移和变形加力机构实现模拟驱动线相关设备的错对中安装和受载变形，同时通过双回路水力系统实现模拟堆内复杂的流动状况。
一种反应堆控制棒驱动综合性能试验验证装置

[实用新型]一种水冷安全壳模拟装置-CN201620096814.4有效
发明人：刁均辉;季松涛;魏严凇;高永光;张爱民;陈林林;孙雪霆;史宝磊;史晓磊;何晓军;张培升 -专利权人：中国原子能科学研究院
申请日： 2016-01-29 - 公布日： 2016-06-22 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型提供一种水冷安全壳模拟装置，其包括:壳体，所述壳体包括一上封头、一筒体和一下封头，所述上封头、所述筒体和所述下封头依次结合，构成所述壳体内部的密闭空间；所述筒体上设置有水套体端板，所述水套体端板将水套体固定于筒体外部；所述水套体上布置有冷却水进水管和冷却水排水管，将冷却水流入流出所述水套体。这样，可将冷却水流入流出水套体，带走所述壳体内产生的热量，从而模拟实际反应堆安全壳的水冷效果。
一种水冷安全模拟装置

[实用新型]一种反应堆整体螺栓预紧机螺栓旋转测试台-CN201620052010.4有效
发明人：于忠海;于艳 -专利权人：大连泰凯工业有限公司
申请日： 2016-01-19 - 公布日： 2016-06-15 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型提供一种反应堆整体螺栓预紧机螺栓旋转测试台，主要包括框架，在框架上设有直线导轨和螺母支架，所述螺母支架上设有螺母，在螺母一侧设有定位结构Ⅰ，在所述直线导轨上设有滑块，螺母支架与滑块连接。本实用新型提供的反应堆整体螺栓预紧机螺栓旋转测试台可减少操作人员的调整过程，增加了测试的精确度，并确保测试用的螺栓不被破坏。
一种反应堆整体螺栓预紧机旋转测试

[实用新型]用于核电站钢制安全壳壁面检测的爬壁机器人及其系统-CN201520814640.6有效
发明人：王兴涛;田春来;田芳;赵瑞昌;常华健 -专利权人：国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司;国家核电技术有限公司
申请日： 2015-10-21 - 公布日： 2016-06-08 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本实用新型涉及用于核电站钢制安全壳壁面检测的爬壁机器人及其系统。用于核电站钢制安全壳壁面检测的爬壁机器人包括平台架，所述平台架上设有悬臂；分别设在平台架两侧的履带式移动机构，其用于使爬壁机器人移动；设置在所述悬臂上的涂层表面特性检测装置，其用于检测涂层表面特性；设置在所述平台架上的后部的底层控制器和驱动器；设置在所述平台架上的前部的电源和通信装置；以及设置在所述平台架的背面的磁吸附机构和传感器阵列。
用于核电站钢制安全壳壁面检测机器人及其系统

[实用新型]一种核泵主泵静压轴密封试验台-CN201521125645.4有效
发明人：杜宇;胡本富 -专利权人：东方阿海珐核泵有限责任公司
申请日： 2015-12-30 - 公布日： 2016-06-08 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本实用新型提供了一种核泵主泵静压轴密封试验台，包括柔性测控系统、冷却机系统、1#密封试验回路、2/3#密封试验回路，柔性测控系统设有中央控制器和电气控制装置，中央控制器连接电气控制装置和冷却机系统，冷却机系统连接电气控制装置、1#增压及能交换设备和2/3#增压及能交换设备，1#密封压力及温度控制回路连接1#密封装配台和1#增压及能交换设备，2/3#密封压力及温度控制回路连接2/3#密封装配台和2/3#增压及能交换设备，电气控制装置连接1#密封试验回路和2/3#密封试验回路。本实用新型装置解决了泵静压轴密封非标设备试验的问题，模拟多种工况，能够将轴密封在主泵上的所有工况在试验台上实现，使在试验台测试合格产品均能满足主泵的使用要求。
一种核泵主泵静压密封试验台