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[发明专利]用于反应堆保护系统的双光通信网及其方法-CN99803283.2有效
发明人： S·J·维尔科斯兹;R·R·塞尼查尔;G·D·阿尔滕海恩 -专利权人： CE核电力有限公司
申请日： 1999-02-24 - 公布日： 2004-02-18 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：用于核电厂保护系统的一种通信网络，包括多个监视和控制信道，包括有第一个和第二个信道的第一对信道，这第一对信道通过一个光纤数据路径直接跟拥有第三个信道和第四个信道的第二对信道通信；多个外设安全措施链，包括第一个链和第二个链，这第一个链直接跟第一对信道通信，并直接跟第二个链通信，第二个链直接跟第二对信道通信，并直接跟第一个链通信；第一条主电源总线，单独为第一条信道供电；第二条主总线，单独为第二个信道供电，并跟第一条主电源总线一起冗余地为第一个链供电；第三条主电源总线，单独为第三个信道供电；第四条主电源总线，单独为第四个信道供电，并跟第三条主电源总线一起，冗余地为第二个链供电。
用于反应堆保护系统通信网及其方法

[发明专利]基于硬件和软件并行处理的反应堆数字化保护系统-CN00130297.3无效
发明人：石铭德;张良驹;李富;郑文祥 -专利权人：清华大学
申请日： 2000-11-10 - 公布日： 2003-08-27 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明属于核反应堆技术领域，包括安全监测装置和安全逻辑装置两部分，安全逻辑装置由信号监测级，触发输出级和主控制室信息显示单元几部分，以及存储在所说的MCU定值比较和符合模块中的软件程序所组成；本发明不但具有纯软件数字系统的优点外，还具有硬件处理部分响应时间快；软、硬件并行处理可以有效克服共因失效问题；系统可靠性高等优点。
基于硬件软件并行处理反应堆数字化保护系统

[发明专利]检测堆芯控制元件位置信号的异常产生的方法-CN98812603.6无效
发明人： T·M·斯塔尔 -专利权人： ABB燃烧工程核力公司
申请日： 1998-08-04 - 公布日： 2001-02-07 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：在一个预先选定的时间周期内监测控制元件组件位置信号(26、28)的数值变化,并且确定这些变化是否符合正常控制元件移动特有的正规的预定模式(S1)。如果偏离所说模式的任何变化(S2、S3)超过可以允许的容差,则产生一个位置无效性信号。
检测控制元件位置信号异常产生方法

[发明专利]数字化设计安全装置驱动系统-CN98807604.7无效
发明人： R·R·塞尼查尔;G·D·阿尔滕海恩;D·D·扎卡拉;S·G·布兰斯菲尔德;R·E·布赖安;A·G·金;G·J·麦克洛斯凯;F·J·萨夫赖恩;S·J·维尔科斯兹;P·L·雅诺塞 -专利权人： ABB燃烧工程核力公司
申请日： 1998-05-29 - 公布日： 2000-08-30 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本申请公开了一种设置在核电站保护系统与核电站设计安全装置之间的一种接口,这种接口用于不间断地监测每个远程启动的设计安全装置系统的核电站保护系统启动电路,以在核电站保护系统产生一个“自停”信号时实施补救操作。利用来自核电站保护系统的启动输入和操作者施加的手动输入,可以对遥控设备部件如电磁阀、电机控制阀、泵、风扇和烟道挡板实施控制。
数字化设计安全装置驱动系统

[发明专利]反应堆核测试仪表系统、堆输出分布监视系统和监视方法-CN99103399.X无效
发明人：蛭川厚治;樱井俊吾;中隆文 -专利权人：东芝株式会社
申请日： 1999-03-17 - 公布日： 2000-02-16 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：原子反应堆核测试仪表系统、有该系统的堆输出分布监视系统及方法,监视系统具有堆核测试仪表系统,把固定式堆内核测试仪表集合体布置在堆芯内,用该仪表集合体的实测数据测量堆芯输出区的输出分布;及堆输出分布计算装置,所述分布计算装置计算结点平均输出,进行考虑隔板对结点输出影响的输出分布计算,堆输出分布测量检测器构成堆内核测试仪表集合体,在核测试仪表管内放置固定式中子检测器集合体和γ温度计。
反应堆测试仪表系统输出分布监视方法

[发明专利]探测装置-CN97195522.0无效
发明人：锡德里克·G·常;约翰·M·盖伊;威廉·J·哈里斯;唐纳德·R·勒菲弗尔;特里·M·雷迪根;格雷戈里·J·亚德津斯基 -专利权人： R·布鲁克斯联合公司
申请日： 1997-06-13 - 公布日： 1999-08-11 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：一种探测蒸汽发生器内部的装置(1),能够观察蒸汽发生器列管(79)内部的探测情况,能探测的区域还包括上部蒸汽发生器列管(79)、支撑板(15)的顶部和底部、环绕支撑板的焊缝、以及其它内部结构。
探测装置

[发明专利]用于核反应堆顶部安装堆芯仪表系统的套管-CN93107335.9无效
发明人：道格拉斯·伊尔尼斯特·伊克罗特 -专利权人：西屋电气公司
申请日： 1993-06-15 - 公布日： 1999-01-06 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：核反应堆头部安装的堆芯内仪表系统，用核截面小的材料制成。这种仪表系统产生的辐射小于用常规材料制成的仪表系统。
用于核反应堆顶部安装仪表系统套管

[发明专利]用于检测和监视核反应堆的堆芯压力容器底部穿孔的装置-CN96111985.3无效
发明人：杰恩·贝尔迪 -专利权人：大西洋先进技术公司
申请日： 1996-09-10 - 公布日： 1997-05-21 - 主分类号： G21C17/003 文献下载
摘要：本发明涉及一种测量装置，该装置包括至少一个对着核反应堆的堆芯压力容器底部的热电偶(10)，该热电偶具有由第一金属材料制成的第一分支(9)和至少一个用不同于第一材料的第二材料制成并焊接于构成热电偶(10)的热连接点的第一分支上的第二分支。热电偶的第一分支(9)具有长的中空截面。该装置还包括用于分析由热电偶所采集的测量值的装置。
用于检测监视核反应堆压力容器底部穿孔装置

[发明专利]探测与监测核反应堆压力壳下部封头穿孔的方法与装置-CN96104521.3无效
发明人： J·格罗斯曼瑞 -专利权人：法玛通公司
申请日： 1996-04-10 - 公布日： 1996-12-11 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：反应堆压力壳置于反应堆坑之内；该坑具有垂直的轴线，且包括一个置于压力壳下部封头下面且与之对准的底部(5)。万一堆芯熔化，可能导致压力壳下部封头被穿孔，在根据压力壳下部封头分布于反应堆坑底部(5)表面(8)范围内的多个测温点(14)，连续地测量温度。对反应堆坑度部(5)上的温度，最好用多个布置在坑底部(5)上的光导纤维(10)，进行光学测量；沿纤维长度分布一些布喇格光栅(14)，每个光栅都能够反射有一特定波长的光信号。
探测监测核反应堆压力下部穿孔方法装置

[发明专利]临界热流密度判断和切除功率控制系统-CN93114970.3在审
发明人：朱丁盛 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 1993-12-01 - 公布日： 1995-06-07 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种用于核反应堆热工程实验中临界热流密度判断和切除功率控制系统。本系统由中央处理器及相应的外围设备组成。采集器模板接收由设置在实验元件上的温度传感器输入的温度信号、电流信号、电压信号和流量信号，采集器模板由S网络通过接口与中央处理器相连接，由中央处理器自动判断临界热流密度，并实时自动切除实验元件的功率。
临界热流密度判断切除功率控制系统

[发明专利]自编码数字式棒位测量系统-CN92103620.5无效
发明人：李德重;吴元强;杨念祖;蒋跃元 -专利权人：清华大学
申请日： 1992-06-04 - 公布日： 1995-05-03 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：自编码数字式棒位探测系统属核反应堆领域，采用导磁材料编码环和环形线圈编码环套组成自编码系统探测核反应堆控制棒棒位，编码环套的电感是信号发生器的组成部分，信号发生器的输出信号经过鉴频、译码后的二进制代码与控制棒棒位单值对应，专用译码显示装置直接显示控制棒的绝对位置。对于一定数目的位置测点，本发明可以用最少的导磁材料，最少的环形线圈和最少的信号引线。本发明还提供了编码环套异常状态检出装置。
编码数字式测量系统

[发明专利]核反应堆的探测器导向管装置-CN86108402.0无效
发明人：迈克尔·巴宾;古·戴斯方塔尼斯 -专利权人：法玛通联合股票公司
申请日： 1986-12-11 - 公布日： 1992-11-04 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：一种探测器导向管装置，可使探测器通过，以便测量核反应堆1的燃料组件6的出口处的冷却剂温度。它具有辅9，上部管柱12从其中穿过，在上部管柱12中成束地铺设着导向管10。导向管10沿核反应堆内■铺设后，成束地穿入下部管柱15，然后铺向与堆芯7接触的燃料组件6的冷却剂出口。这种装置为探测器导向管提供了抵御冷却剂流很好的保护作用。
核反应堆探测器导向装置

[发明专利]提高核压力容器脆化监测可靠性的方法-CN89100546.3无效
发明人：史耀武;张新平 -专利权人：西安交通大学
申请日： 1989-01-23 - 公布日： 1992-09-09 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：本发明公开一种提高核压力容器脆化监测可靠性的方法，属核反应堆安全技术研究领域。本发明将监测试验用过的试样，经过改造设计，用电子束焊接的方法，最后制得八个新的预制疲劳裂纹却贝尺寸试样。由通常一个试样只能得到一至三个断裂韧性数据增加到九个，相当于在压力容器内腔尺寸不变的前提下，把断裂韧性监测试样的数量增加了三至九倍，能显著提高核压力容器脆化监测的可靠性。
提高压力容器监测可靠性方法

[发明专利]用于监测燃料组件贮存室侧壁的方法和装置-CN89103665.2无效
发明人：莫雷·伯那德 -专利权人：法玛通公司
申请日： 1989-06-02 - 公布日： 1990-02-07 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：在贮存室(2)的整个高度和其一面壁的邻域上将检测单元(20)移入燃料贮存池(15)的水下。检测单元(20)包括至少一个检测材料厚度的探头。探头的读数从一个位于池(15)之上的区域(22)收集并将这些读数与参考值比较。此监测方法能够证实贮存室(2)的各壁(10)中存在中子吸收材料。
用于监测燃料组件贮存侧壁方法装置

[其他]识别破损的反应堆元件的固体同位素标记-CN85105572无效
发明人：威尔伯·莱尔·本奇;罗伯特·厄尔·申特 -专利权人：西屋电气公司
申请日： 1985-07-20 - 公布日： 1987-01-21 - 主分类号： G21C17/00 文献下载
摘要：为了识别发生破损的核反应堆元件，可以把固体标记材料放到反应堆元件内部，特别是燃料元件内部，在中子流的照射下，标记材料能产生稳定的、可探测、可识别和可测量的同位素气体。几种由盐类组成的标记材料能按预定比例产生许多种气体同位素，因而可以用来识别不同的反应堆元件。
识别破损反应堆元件固体同位素标记

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