核电厂阀门远传机构穿墙组件

    公开(公告)号:CN210860018U

    公开(公告)日:2020-06-26

    申请号:CN201921331250.8

    申请日:2019-08-13

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂阀门远传机构穿墙组件,包括:外套管,内部设置有传动轴,两端的内孔处设置有轴承,轴承用于支承传动轴转动;外螺纹套,设置在外套管的左右两端外侧,左侧的外螺纹套上固定设置有压盖,右侧的外螺纹套上固定设置有连接法兰;调整螺母,设置在两侧,分别与外套管左右两端外侧的外螺纹套配合;以及阀位指示组件,固定在连接法兰上,用于指示阀门开启或关闭状态以引导操作人员正确操作;其中,传动轴与压盖、外套管和连接法兰之间还设置有密封件。相对于现有技术,本实用新型核电厂阀门远传机构穿墙组件施工难度小、定位精度高、各部件匹配安装性好,安装方便。

    用于核设施乏燃料检测的水下啜吸装置

    公开(公告)号:CN211578389U

    公开(公告)日:2020-09-25

    申请号:CN201922150257.6

    申请日:2019-12-04

    Abstract: 本实用新型公开了一种用于核设施乏燃料检测的水下啜吸装置,其包括:具有保温层的密封容器,包括主体、活动密封主体一端的上封盖,以及可拆卸密封主体另一端的下封盖,密封容器内设有收容腔;燃料元件室,设置于收容腔内;多个加热棒,收容于收容腔内并围绕燃料元件室设置;取样口和取样送回口,分别贯穿密封容器并密封连接收容腔,经取样口从收容腔抽取的气体自取样送回口返回收容腔;以及密封连接外部泵的充排水管,充排水管贯穿密封容器侧壁进入密封容器,并延伸至密封容器底部。本实用新型用于核设施乏燃料检测的水下啜吸装置能够实现密封容器的水下加热与隔热保温,有效检测出破损燃料元件释放的85Kr放射性气体,且不对水池造成影响。

    核反应堆冷却泵振动相位信号采集方法和系统

    公开(公告)号:CN105513651A

    公开(公告)日:2016-04-20

    申请号:CN201510833784.0

    申请日:2015-11-25

    CPC classification number: G01M7/02 G21C17/00

    Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却泵振动相位信号采集方法和系统,属于核电站安全技术领域。该系统包括:振动探头、振动信号处理机、相位探头、参考脉冲信号处理机、以及相位信号处理机,振动探头与振动信号处理机电连接,相位探头与参考脉冲信号处理机电连接,振动信号处理机和参考脉冲信号处理机均与相位信号处理机通信连接。本发明通过新增的相位探头来获取参考脉冲信号,然后通过相位信号处理机将获取的参考脉冲信号和现有的振动信号进行计算,得到核反应堆冷却泵主轴的振动相位信号,这样该核反应堆冷却泵振动相位信号采集能够监测到核反应堆冷却泵主轴的振动相位信号,进而能更全面的分析核反应堆冷却泵的振动情况。

    一种核电站通风系统的控制方法

    公开(公告)号:CN102966586A

    公开(公告)日:2013-03-13

    申请号:CN201210504909.1

    申请日:2012-11-30

    Abstract: 本发明公开了一种核电站通风系统的控制方法,包括:检查步骤:通风系统和通风设备状态检查;运行步骤:在通风系统满足运行条件时,执行通风系统启动顺序控制流程;启动报警步骤:所述通风系统顺序启动失败,90s后出现报警,并返回检查步骤;复位步骤:通风系统信号复位并检查通风设备状态。本发明通过对通风系统采用顺序控制技术,简化运行人员操作步骤,降低运行人员误动作概率,大大增加系统的自动化水平,提高系统效率。

    核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法

    公开(公告)号:CN106816190B

    公开(公告)日:2018-09-25

    申请号:CN201510875341.8

    申请日:2015-12-02

    Abstract: 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。

    一种核电站通风系统的控制方法

    公开(公告)号:CN102966586B

    公开(公告)日:2015-12-23

    申请号:CN201210504909.1

    申请日:2012-11-30

    Abstract: 本发明公开了一种核电站通风系统的控制方法,包括:检查步骤:通风系统和通风设备状态检查;运行步骤:在通风系统满足运行条件时,执行通风系统启动顺序控制流程;启动报警步骤:所述通风系统顺序启动失败,90s后出现报警,并返回检查步骤;复位步骤:通风系统信号复位并检查通风设备状态。本发明通过对通风系统采用顺序控制技术,简化运行人员操作步骤,降低运行人员误动作概率,大大增加系统的自动化水平,提高系统效率。

    核电站反应堆主管道冷却剂温度测量系统以及方法

    公开(公告)号:CN106816190A

    公开(公告)日:2017-06-09

    申请号:CN201510875341.8

    申请日:2015-12-02

    CPC classification number: G21C17/02

    Abstract: 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。

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