[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无效
| 申请号： | 96111985.3 | 申请日： | 1996-09-10 |
| 公开（公告）号： | CN1150310A | 公开（公告）日： | 1997-05-21 |
| 发明（设计）人： | 杰恩·贝尔迪 | 申请（专利权）人： | 大西洋先进技术公司 |
| 主分类号： | G21C17/003 | 分类号： | G21C17/003 |
| 代理公司： | 中国国际贸易促进委员会专利商标事务所 | 代理人： | 孙征 |
| 地址： | 法国卡*** | 国省代码： | 暂无信息 |
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| 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。 | ||
| 搜索关键词： | 用于 检测 监视 核反应堆 压力容器 底部 穿孔 装置 | ||
【主权项】：
1.用于在反应堆的堆芯熔毁以及设置在堆芯压力容器(2)内部的内部零件熔毁的事故中检测和监视核反应堆的堆芯压力容器(2)的底部(2a)穿透的装置，所述堆芯压力容器(2)具有圆柱形的形状并且在核反应堆的建筑构件的一个部件(3)中沿着其轴线垂直设置，监测装置至少包括一个热电偶(10，10｀，20a，20b，30a，30n)，该热电偶对着堆芯压力容器(2)的底部(2a)设置并且具有由第一金属材料制成的第一分支(9，9｀，19a，19b，31a，31n)和至少一个由不同于第一材料的第二金属材料构成的第二分支(11，11｀，21a，21b，32a，33a，34a，32n，33n)，所述第二分支焊接于第一分支(9，9｀，19a，19b，31a，31n)的一个点上，其特征在于，热电偶的第一分支(9，9’，19a，19b，31a，31n)具有长的中空段形状。
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- 2020-03-09 - 2022-08-19 - G21C17/003
- 本发明涉及百万千瓦级核电站反应堆技术领域，具体涉及一种核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质。所述方法包括：获取拍摄装置在具有高放射性的核电站反应堆压力容器中，自与水平面平行的方向拍摄的视频图像；视频图像包括中心热套管的第一位置点至第二位置点之间的中心区域图像以及外围热套管的第一位置点至第二位置点之间的外围区域图像；根据中心区域图像和外围区域图像，确定热套管法兰与适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。本发明实现了高剂量环境下对于热套管法兰与适配器贯穿件之间的磨损状态的精确测量，节约了人力成本，缩短了检查时间，降低了个人及集体剂量。
- 核电站热套管法兰磨损激光测量方法、系统、设备及介质-202010158948.5
- 李平仁;张志明;聂继祖;孔晨光;程伟 - 岭东核电有限公司;广东核电合营有限公司;岭澳核电有限公司;大亚湾核电运营管理有限责任公司;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
- 2020-03-09 - 2022-08-19 - G21C17/003
- 本发明涉及百万千瓦级核电站反应堆技术领域，具体涉及一种核电站热套管法兰磨损激光测量方法、系统、设备及介质。所述方法包括：控制激光测量装置向具有高放射性的核电站反应堆压力容器中的热套管移动，直至激光测量装置移动至预设测量位置；在预设测量位置控制移动升降机构带动激光器分别移动至第一位置和第二位置，获取激光器测得的第一位置的第一坐标信息和第二位置的第二坐标信息；根据第一坐标信息和第二坐标信息确定热套管法兰与适配器贯穿件的管座之间的磨损状态。本发明实现了高剂量环境下对于热套管法兰与适配器贯穿件之间的磨损状态的精确测量；避免了人员在高剂量环境内检查，节约了人力成本，缩短了检查时间，降低了个人及集体剂量。
- 核反应堆压力容器自动检测平台精确定位方法及系统-202010494256.8
- 夏志鹏;熊芝;陈涛;陈海林;宋小春;张刘港;周维虎;聂磊 - 湖北工业大学
- 2020-06-03 - 2022-08-16 - G21C17/003
- 本发明实施例提供了一种核反应堆压力容器自动检测平台精确定位方法及系统，通过双目相机获取自动检测探头在双目相机中任一相机坐标系下的轴线位置，并利用线结构光作为核反应堆压力容器的待检贯穿件的测量特征，通过双目相机对待检贯穿件的下表面线结构光形成的三维点云进行提取，通过计算单元得到待检贯穿件在任一相机坐标系下的轴线位置；并由计算单元结合事先通过全局坐标系统一单元确定的转换关系计算得到自动检测探头与待检贯穿件在自动检测平台坐标系下的轴线位置偏差，通过轴线位置偏差指引检测平台运动单元完成对核反应堆压力容器自动检测平台的精确定位，可以克服现有技术中无法实现全自动定位、定位时间长、定位精度低等问题。
- 安全壳试验系统和方法-202210392769.7
- 杜长琦;单强;宋翔;付振中;陈英瑜;郑磊;李尚科;杨毅春;李刚;曹叶状;付永奎 - 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
- 2022-04-15 - 2022-08-05 - G21C17/003
- 本申请涉及一种安全壳试验系统和方法。安全壳试验系统包括：至少两组供气单元；至少两组调节单元，各调节单元的进气口通过连通管路连通；连通管路上设置有第一隔离阀；至少两个充压口，充压口与安全壳连通；其中，一个调节单元对应一个供气单元和一个充压口，各调节单元的进气口与对应的供气单元的出气口连通，且各调节单元的出气口与对应的充压口连通。本申请一方面，可以增大充压口的供气截面，减少了安全壳的充压时间，从而提高了安全壳试验效率；另一方面，多个子充压系统之间不仅可以相互切换，而且可以互为备用，避免了单个充压系统损坏影响安全壳试验。
- 一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法-202110312538.6
- 邢继;田齐伟;赵侠;孙涛;刘勇;尚臣;吴希盼;郑仕建;陈伟 - 中国核电工程有限公司
- 2021-03-24 - 2022-07-26 - G21C17/003
- 本发明涉及核电设计领域，尤其涉及一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法。所述先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法，包括以下步骤：步骤S1：安全壳边界贯穿件及工艺管线梳理；步骤S2：安全壳整体性实现先决条件设计；步骤S3：基于安全壳功能要求的试验项目设计；步骤S4：安全壳整体性的压力阶梯设计以及升降压速率设计；步骤S5：形成先进压水堆核电机组安全壳整体性试验方案设计。本发明最大程度上保证了试验的安全性和可实施性，同时对提高核电厂的可利用率有很大的积极作用。
- 一种反应堆压力容器主螺栓孔螺纹三维扫描测量装置-202122685765.1
- 付小军;王凯;周杨;窦普;张闰;曹晔;刘辉;姜立伟;李玉东;吴鑫;赵京京;江铭铭;赵师节;邓玉 - 江苏核电有限公司;中国科学院光电技术研究所
- 2021-11-04 - 2022-07-26 - G21C17/003
- 本实用新型属于核电站运行检修技术，具体涉及一种反应堆压力容器主螺栓孔螺纹三维扫描测量装置，包括运载车体，以及安装在运载车体上的定位机构、螺栓孔扫描旋转机构和螺栓孔扫描升降机构；定位机构相对于运载车体滑动；螺栓孔扫描旋转机构与螺栓孔扫描升降机构连接，由螺栓孔扫描升降机构带动上下移动；通过设计螺栓孔扫描旋转机构、扫描升降机构，获得核电站反应堆压力容器主螺栓孔的螺纹数据，进一步设计定位膨胀伸缩机构，能较好适应反应堆压力容器基准螺栓孔一定规格范围内螺栓孔的扫描测量。
- 一种压力容器检查装置自动翻转定位机构-202011526458.2
- 王龙;周文;曾锦;林子豪 - 核动力运行研究所;中核武汉核电运行技术股份有限公司
- 2020-12-22 - 2022-07-08 - G21C17/003
- 本发明公开了一种压力容器检查装置自动翻转定位机构，包括自动翻转定位机构A及自动翻转定位机构B。所述的自动翻转定位机构A至少为一个，所述的自动翻转定位机构B至少为两个。其有益效果在于：1)基于导向柱特征的检查装置定位方式。实现压力容器检查装置的精确快速定位；2)基于法兰面特征的检查装置自动翻转定位方式。实现没有导向柱状态下，利用法兰面特征实现检查装置精确快速定位，可适用于多种核反应压力容器堆型；3)自动翻转定位机构圆周方向布局方式。利用多个沿压力容器法兰面轴向布置的自动翻转定位机构，可实现检查装置中心轴线与压力容器中心轴线同心，提高定位安装精度。
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