一种核电厂运行期间蒸汽发生器腐蚀产物沉积计算方法

    公开(公告)号:CN111651713A

    公开(公告)日:2020-09-11

    申请号:CN202010520633.0

    申请日:2020-06-10

    Abstract: 一种核电厂运行期间蒸汽发生器腐蚀产物沉积计算方法,对单台蒸汽发生器一个燃料循环内进行样品收集,得到一个燃料循环内进入到单台蒸汽发生器的腐蚀产物累积量 ,以及一个燃料循环内单台蒸汽发生器排污排出腐蚀产物累积量 ;从而得到一个燃料循环内单台蒸汽发生器腐蚀产物累积量 的计算公式为:;其中, 表示一个燃料循环结束后单台蒸汽发生器二次测冲洗的淤渣净重。本发明采用的计算方法明确了取样要求,规定了计算方法,为核电厂蒸汽发生器长远高效运行提供了有效保障。

    一种压水堆核电厂的一回路物理预除氧方法

    公开(公告)号:CN111180095A

    公开(公告)日:2020-05-19

    申请号:CN202010107225.2

    申请日:2020-02-21

    Abstract: 本发明型涉及冷却剂除氧技术领域,具体为一种压水堆核电厂的一回路物理预除氧方法,包括L1一回路系统抽真空;L2检测抽真空的绝对压力,当抽真空的绝对压力小于20kpa时,进入L3;否则,返回L1;L3一回路充水;L4一回路动态排气;L5检测总气体含量,当总气体含量小于40cc/kg时,进入L6;否则,返回L4;L6一回路进行上充下泄稀释除氧;L7除氧完成。本申请的物理预除氧方法,量化了抽真空启动期间的真空度要求、增加排气后的总气体含量测量等关键工艺步骤,有效提高了除氧效果;同时利用现有的机组系统上的补给水催化除氧单元出口除氧除盐水对一回路上充下泄稀释除氧,有效减少了除氧操作时间,缩短了除氧占据的关键路径。

    一种堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法

    公开(公告)号:CN109903864A

    公开(公告)日:2019-06-18

    申请号:CN201910242230.1

    申请日:2019-03-28

    Abstract: 一种堆腔区域温度测量装置、堆腔区域温度测量方法,属于测量技术领域。装置用于具有带压力容器外水冷流道的金属反射性保温系统且模块化施工的钢板壁面的堆腔区域;装置包括磁吸式温度元件本体、铠装式电缆、一体式安装附件;所述铠装式电缆自所述磁吸式温度元件本体尾端穿过所述一体式安装附件,并伸出其接线端;所述一体式安装附件用于将堆腔区域温度测量装置安装于接线盒上,使得堆腔区域温度测量装置经接线盒与通信设备通信连接。方法采用上述装置对可达测点或不可达测点进行温度检测。本发明不需要拆除和恢复金属反射性保温系统的蒸汽排放组件,不需要使用额外材料,安装、调整、拆装简便,减少拆除工作人员的辐射剂量率。

    核电厂小修期间一回路化学控制方法

    公开(公告)号:CN118942753A

    公开(公告)日:2024-11-12

    申请号:CN202411003860.0

    申请日:2024-07-25

    Abstract: 本公开属于核电技术领域,具体涉及一种核电厂小修期间一回路化学控制方法。本公开提供了一种核电厂小修期间化学控制方法,该方法能够统筹小修计划,系统运行状态,腐蚀产物沉积等方面的因素,综合考虑小修停堆温度平台、主泵是否运行、净化系统是否投运,一回路是否开口等多方面的影响,制定合适的、标准化的小修化学控制方案,能够减少放射性沉积,减少系统腐蚀,减少大修人员剂量,改善堆芯性能等。

    一种淋洗液自动配制装置
    86.
    发明公开

    公开(公告)号:CN118615894A

    公开(公告)日:2024-09-10

    申请号:CN202410802500.0

    申请日:2024-06-20

    Abstract: 本发明涉及离子色谱检测技术领域,具体涉及一种淋洗液自动配制装置,包括纯水组件、浓缩液组件、第一选择组件、输送泵组件以及接液组件;可以实现淋洗液中含有两种及以上的成分时浓缩液母液的在线自动稀释,且仅采用一个输液泵组件即可操作,操作简单,解决了目前在淋洗液配制过程中,仪器或管路内存在的死体积造成的误差,以及采用多个输送泵组件造成的误差累积的问题,结构更加简化,且可以确保最终溶液浓度配制的精准度。同时更有益的技术效果是在多个不同浓度的淋洗液配制时,不需要重新额外清洗管路即可消除相互溶液之间的不良影响,简化操作,有效提升工作效率。

    一种核电厂热试期间蒸汽发生器泄漏率的计算方法

    公开(公告)号:CN111680257B

    公开(公告)日:2023-09-08

    申请号:CN202010549270.3

    申请日:2020-06-16

    Abstract: 本发明一种核电厂热试期间蒸汽发生器泄漏率的计算方法,包括步骤:确定前提条件,取样,分析样品和蒸汽发生器的泄漏率的计算;本发明开创了核电厂热态功能试验期间执行蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率的计算方法,确保动态条件下,计算结果的准确性;本发明的所述的计算方法可根据核电站热态功能试验期间执行蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率试验持续的不同时间和机组不同的状态,选择不同的计算公式,增加了计算方法的适用范围,进一步保证了核电厂热态功能试验期间蒸汽发生器泄漏率计算结果的准确性;本发明所述的计算方法明确了核电站热态功能试验期间执行蒸汽发行器一次侧向二次侧泄漏率试验的取样位置和取样方法。

    一种压水堆反应堆堆腔区域高效冷却的方法

    公开(公告)号:CN111933316B

    公开(公告)日:2023-06-02

    申请号:CN202010805864.6

    申请日:2020-08-12

    Abstract: 本发明公开了一种压水堆反应堆堆腔区域高效冷却的方法,冷却空气由进气口通入空气流道中,依次对位于所述反应堆堆腔区域下部的压力容器保温层底部、压力容器保温层上部和与所述压力容器保温层相邻的顶部混凝土楼板区域、压力容器支撑件内侧表面和与所述内侧冷却喷口对应的底部混凝土楼板、压力容器支撑件外侧表面和与所述外侧冷却喷口对应的底部混凝土楼板以及所述导引风管对应的压力容器保温层区域和与其对应的顶部混凝土楼板处的高温区域进行冷却。本发明取消了反应堆堆腔管嘴区域送冷风所需布置的风管,节省了压力容器区域和反应堆堆腔管嘴区域的检修空间,减少了退役时所需处理的放射性固体废物量,减少了材料和施工量,降低了生产成本。

    一种石墨炉原子吸收法测定硼酸水样中痕量锌和镍的方法

    公开(公告)号:CN112630178B

    公开(公告)日:2023-03-17

    申请号:CN202110006823.5

    申请日:2021-01-05

    Abstract: 本发明公开了一种石墨炉原子吸收法测定硼酸水样中痕量锌和镍的方法,包括步骤:S1确定待测样品中硼酸的浓度,向所述的待测样品中加入硝酸进行酸化,加入的硝酸在所述的待测样品中的含量为0.2~0.5%;S2配制标准溶液;S3待测样品中痕量锌和镍的检测。本发明采用乙醇作为基体改进剂对硼酸水样中的硼酸进行去除,采用石墨炉原子吸收法对痕量锌和镍进行测定;消除了硼酸基体对核电厂一回路水样中锌和镍的含量测定的干扰,避免了硼酸在石墨炉的腔室内的积聚对石墨炉的腐蚀损坏,提高了锌和镍测定的准确性。

    一种提高核电厂核岛烟囱C-14取样装置运行可靠性的方法

    公开(公告)号:CN112378713B

    公开(公告)日:2023-03-17

    申请号:CN202011276772.X

    申请日:2020-11-16

    Abstract: 本发明属于核素监测技术领域,具体公开了一种提高核电厂核岛烟囱C‑14取样装置运行可靠性的方法,包括确定最佳样品流量、确定NaOH吸收液最佳浓度和确定吸收瓶最佳布置方式步骤。本发明能够有效提高设备可靠性,减少设备堵塞及继生故障的发生,与简单降低取样流量和NaOH吸收液浓度来缓解堵塞的方法相比,更加科学合理,能确保高的碳吸收率,可行性高。本发明得到的HAGUE 7000型C‑14取样装置的最佳运行方式为:样品流量20L/h、NaOH吸收液浓度1mol/L、将2号吸收瓶内NaOH吸收液替换为除盐水;在该优化运行条件下,取样器碳吸收率达99.28%,设备堵塞可能性小,故障率低。

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