碎片迁移模拟装置及方法
    1.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115631875A

    公开(公告)日:2023-01-20

    申请号:CN202211332866.3

    申请日:2022-10-28

    IPC分类号: G21C17/00

    摘要: 本申请提供一种碎片迁移模拟装置及方法,用于模拟固体碎片在流体回路中随流体迁移的特性,该装置包括:流体供应单元、碎片投送单元、障碍模拟单元、碎片沉降单元及数据采集单元。本发明对压水堆核电厂严重事故工况下安全壳内碎片的流动迁移进行模拟研究,深入研究碎片的流动迁移规律,得到碎片在不同驱动力、不同颗粒参数、不同流动路径等条件下的沉降、翻转、翻越障碍物、悬浮等迁移特性,形成碎片迁移行为数据库。碎片迁移行为研究为先进压水堆中碎片下游系统设计及改进提供技术依据,提升压水堆核电厂过滤系统设计的安全性。

    一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法

    公开(公告)号:CN115376710A

    公开(公告)日:2022-11-22

    申请号:CN202211137180.9

    申请日:2022-09-19

    IPC分类号: G21C9/012

    摘要: 本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法,包括:气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元;气体供应单元包括多个级联的承压容器,每个承压容器的顶端与排气管线连通,排气管线末端设有喷嘴;测量单元包括传感器和处理器,传感器安装在承压容器内和排气管线上;夹具单元夹持待测材料;可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录;碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片;研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响,解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

    碎片迁移模拟装置及方法

    公开(公告)号:CN115188511A

    公开(公告)日:2022-10-14

    申请号:CN202210841122.8

    申请日:2022-07-18

    IPC分类号: G21C17/00

    摘要: 本申请提供一种碎片迁移模拟装置及方法,用于模拟固体碎片在流体回路中随流体迁移的特性,该装置包括:流体供应单元、碎片投送单元、障碍模拟单元、碎片沉降单元及数据采集单元。本发明对压水堆核电厂严重事故工况下安全壳内碎片的流动迁移进行模拟研究,深入研究碎片的流动迁移规律,得到碎片在不同驱动力、不同颗粒参数、不同流动路径等条件下的沉降、翻转、翻越障碍物、悬浮等迁移特性,形成碎片迁移行为数据库。碎片迁移行为研究为先进压水堆中碎片下游系统设计及改进提供技术依据,提升压水堆核电厂过滤系统设计的安全性。

    一种核工艺管道泄漏率探测装置功能验证试验回路系统

    公开(公告)号:CN110911021B

    公开(公告)日:2022-07-22

    申请号:CN201911235354.3

    申请日:2019-12-05

    IPC分类号: G21C17/00 G21C17/017

    摘要: 本发明的目的在于公开一种核工艺管道泄漏率探测装置功能验证试验回路系统,包括提供高能管内部流体介质的回路单元及模拟泄漏管道状态的模拟管道单元,与现有技术相比,可轻松自如的切换不同方位的管道泄漏位置,从而验证探测装置相对管道泄漏缺陷的不同位置的有效探测能力;还可模拟泄漏管道真实管道尺寸、材料以及管壁温度,特别是模拟核电厂主蒸汽管尺寸与材料等的回路装置尚未有公开信息,这样就能更好的反映泄漏流体相对管道的流动状况、管材表面的对泄漏流体的吸附作用与热量交换,实现对管道压力边界外泄漏探测装置全面的、充分的验证,保证其可靠性与有效性,实现本发明的目的。

    一种新型的低温乏热海水淡化系统及方法

    公开(公告)号:CN112939124A

    公开(公告)日:2021-06-11

    申请号:CN202110342422.7

    申请日:2021-03-30

    摘要: 本发明涉及回收乏热淡化海水技术领域,具体地说是一种新型的利用低温乏热的海水淡化系统及方法,产生低温乏热的机组依次连接若干个冷却器、蒸发器的乏热进口,蒸发器的冷媒出口依次连接压缩机、低温多效蒸馏装置的首效换热管的管程、节流装置、蒸发器的冷媒进口,蒸发器的乏热出口依次连接冷却水泵、冷却器进口;所有效换热管的壳程进口连接喷淋装置,前一效换热管的壳程出口连接下一效换热管的管程进口,末效壳程出口连接冷凝器的壳侧进口,首效外的其余效换热管的管程出口及冷凝器的壳侧出口连接蒸馏水收集装置。本发明与现有技术相比,利用冷媒提取低品位乏热,增温后用于蒸发海水,降低淡水生产的能耗,造水比可达8~12。

    一种核电站的弹簧支架
    7.
    发明公开

    公开(公告)号:CN107965619A

    公开(公告)日:2018-04-27

    申请号:CN201810045616.9

    申请日:2018-01-17

    IPC分类号: F16L3/205 F16L3/18

    CPC分类号: F16L3/2056 F16L3/18

    摘要: 本发明的目的在于提供一种核电站的弹簧支架,其包括托盘和管道支座;其中所述托盘设置在所述弹簧支架的上部,所述托盘与所述管道支座底盘之间能够相对滑动,所述弹簧支架经配置承受竖直方向的载荷。本发明提供的核电站的弹簧支架,该设计可以确保弹簧支架主要承受竖直方向的载荷,避免由于管道水平位移对弹簧支架产生不利影响,提高弹簧支架的稳定性和可靠性。

    一种避免管系声共振的装置

    公开(公告)号:CN110925514B

    公开(公告)日:2022-05-10

    申请号:CN201911328696.X

    申请日:2019-12-20

    IPC分类号: F16L55/02 F16L53/30

    摘要: 本发明公开了一种避免管系声共振的装置,包括振动传感器、采集处理控制设备、加热设备,所述振动传感器固定安装在主管道的表面,所述加热设备安装在支管道,所述振动传感器与采集处理控制设备之间为电连接,所述采集处理控制设备与加热设备之间为电连接。本发明中,通过在主管道上配置了振动传感器,通过振动传感器监测流体经主管道三通处由于漩涡脱落频率与支管声频耦合后振动放大的振动信号,并通过解热设备控制支管的流体温度改变声频率,从而避免声共振的发生;该装置从声共振耦合的机理出发,采用改变温度将主管道中漩涡脱落频率与支管声频解耦,消除了管道由于声共振引起的应力过大或者疲劳,提高了管系的安全性。

    一种核电站内具有碎片收集功能的围堰装置

    公开(公告)号:CN113851243A

    公开(公告)日:2021-12-28

    申请号:CN202111215632.6

    申请日:2021-10-19

    IPC分类号: G21D1/02 G21D3/06 B01D35/02

    摘要: 本发明公开了一种核电站内具有碎片收集功能的围堰装置,涉及核电站安全系统技术领域,包括:上部围板、固定孔和围堰框架,所述围堰框架的顶端固定连接有上部围板,所述围堰框架的底端均匀固定连接有孔间隔架,且相邻孔间隔架之间均匀固定连接有流动通道,所述围堰框架底部的两侧与一端皆均匀设置有固定孔,所述上部围板一端的顶部均匀固定连接有围板支架,且围板支架的一端均与流动通道顶部的一端固定连接。本发明通过在围堰框架的顶端固定连接有上部围板,上部围板为实体结构,在上部围板的作用下,使来流产生竖直方向的流动,使位于安全壳底部的碎片受到水流的压制,不会翻越围堰框架,避免碎片进入滤网和地坑。