一种核电厂先进运行限制条件的设计方法

    公开(公告)号:CN111881547B

    公开(公告)日:2024-05-17

    申请号:CN202010547346.9

    申请日:2020-06-16

    摘要: 本发明涉及一种核电厂先进运行限制条件的设计方法,该方法基于目标核电厂所有构筑物、系统和部件的运行限值和条件,通过主级评价和次级评价来设计目标核电厂构筑物、系统和部件各项运行限值和条件的属性类型,在此基础上,再通过赋值和组态来设计核电厂运行限制条件的内容。本发明能很好地解决构筑物、系统和部件的可用性要求与监督要求匹配性较差、可用性要求与处理措施匹配性较差的问题,确保能通过构筑物、系统和部件的各项监督要求检查来有效地识别运行限制条件对应的可用性要求,同时提高了运行限制条件的可执行性和可操作性。本发明能够持续提高核电厂在偏离正常运行时的应对能力,在确保核电厂安全运行的同时,不断提升其可靠性和经济性。

    应用于核电厂双层安全壳泄漏量的测量装置及测量方法

    公开(公告)号:CN116525158A

    公开(公告)日:2023-08-01

    申请号:CN202310511582.9

    申请日:2023-05-08

    IPC分类号: G21C17/00 G21C17/003

    摘要: 本发明公开了一种应用于核电厂双层安全壳泄漏量的测量装置及测量方法,包括:取样器、驱动机构、集中控制器、流量控制器、管道电磁阀、气体储存装置、注入管段,流量控制器用于控制示踪气体与载气的流量,示踪气体注入点的示踪气体与载气的体积比为预设的体积比,取样器用于对取样管段内的气体进行取样,取样器内的气体样品输送到集中控制器,通过集中控制器分析气体样品中的示踪气体的浓度,控制器根据示踪气体与载气的流量、示踪气体注入点的示踪气体与载气的体积比为预设的体积比、示踪气体的浓度,得到测量管段内的空气流量。本发明中的应用于核电厂双层安全壳泄漏量的测量装置及测量方法,提高了测量双层安全壳泄露出的空气流量的精密度。

    先进压水堆核电厂系统调试设计方法

    公开(公告)号:CN113190895A

    公开(公告)日:2021-07-30

    申请号:CN202110274584.1

    申请日:2021-03-15

    IPC分类号: G06F30/13 G21D1/00

    摘要: 本发明涉及一种先进压水堆核电厂系统调试设计方法,首先基于系统配置分析,确定针对于单体设备调试的试验内容及对应的验收准则;然后基于功能分析及单体设备调试试验结果,制定子系统功能试验和系统功能联合试验的方法及对应的验收准则,并确定各子功能试验项目间的逻辑顺序;最后基于调试工作的反馈,对单体设备调试试验、子系统功能试验及系统功能联合试验内容和方法进一步优化,以形成最终的先进压水堆核电厂系统调试大纲。本发明保证了先进压水堆核电厂系统调试大纲试验项目的全面性和可执行性,确保了试验方法的合理性和正确性,使核电厂现场调试工作能够高效、有序的开展。

    钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法

    公开(公告)号:CN116665932A

    公开(公告)日:2023-08-29

    申请号:CN202310603546.5

    申请日:2023-05-25

    IPC分类号: G21C17/00 G21C17/017

    摘要: 本发明公开了一种钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法,包括以下步骤:根据钠冷快堆主蒸汽管线系统功能,筛选出钠冷快堆主蒸汽管线系统需要进行调试的设备;根据钠冷快堆主蒸汽管线系统需要进行调试的设备,对设备进行性能分析,确定每个设备应执行的调试试验项目和内容;确定每个设备应执行的调试试验项目的调试技术要求和顺序。该钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法,通过分析钠冷快堆主蒸汽管线系统的设计特点和系统调试工作执行的实际需求,针对该系统的调试技术要求进行了详细说明,该调试技术要求的采用将能够全面地、高效地验证钠冷快堆主蒸汽管线系统的功能,为确保钠冷快堆主蒸汽管线系统在发生钠水事故时充分发挥系统功能提供有力保障。

    一种核岛重要转动设备润滑监控系统及监控方法

    公开(公告)号:CN113345614A

    公开(公告)日:2021-09-03

    申请号:CN202110312168.6

    申请日:2021-03-24

    IPC分类号: G21C17/112 G21C17/10

    摘要: 本发明涉及转动设备故障智能诊断领域,尤其涉及一种核岛重要转动设备润滑监控系统及监控方法。核岛重要转动设备润滑监控系统包括:环境温度探头,设置于重要转动设备周边的环境内,与重要转动设备润滑监控系统控制平台连接;超声‑温度探头,设置于重要转动设备的驱动端和非驱动端,与重要转动设备润滑监控系统控制平台连接。监控方法为:测定环境温度;测定重要转动设备的驱动端及非驱动端的温度及超声值;将驱动端及非驱动端的温度与环境温度进行比较,驱动端及非驱动端的超声值与基准值进行比较,根据比较情况,认定重要转动设备的情况,做出相应处理。本发明在温度监控基础上增加超声监控,监控效果更敏锐更直接。

    一种核电现场爆炸波模拟方法及装置

    公开(公告)号:CN112229622A

    公开(公告)日:2021-01-15

    申请号:CN202010884787.8

    申请日:2020-08-28

    IPC分类号: G01M13/003

    摘要: 本发明公开了一种核电现场爆炸波模拟方法及装置,方法包括:从不同的方向向密闭空间中充入和/或排出气体;调节充入和/或排出气体的流量以使密闭空间中的气体符合目标爆炸波的参数。装置包括带有密闭空间的主体结构;该密闭空间的不同方向上均连接有进气管线和排气管线。本发明的有益效果是:本发明通过在密闭空间的不同方向充入和/或排出气体并对气体流量进行调节的方法能够完全模拟的核电现场爆炸波模拟,测试防爆波阀的性能是否满足设计要求,为定期检查防爆波阀的动作性能提供基础。通过该技术方案能够提前发现不符合要求的防爆波阀,预防发生爆炸波工况时,机组核岛通风系统内部设备损坏。

    一种核电厂先进运行限制条件的设计方法

    公开(公告)号:CN111881547A

    公开(公告)日:2020-11-03

    申请号:CN202010547346.9

    申请日:2020-06-16

    摘要: 本发明涉及一种核电厂先进运行限制条件的设计方法,该方法基于目标核电厂所有构筑物、系统和部件的运行限值和条件,通过主级评价和次级评价来设计目标核电厂构筑物、系统和部件各项运行限值和条件的属性类型,在此基础上,再通过赋值和组态来设计核电厂运行限制条件的内容。本发明能很好地解决构筑物、系统和部件的可用性要求与监督要求匹配性较差、可用性要求与处理措施匹配性较差的问题,确保能通过构筑物、系统和部件的各项监督要求检查来有效地识别运行限制条件对应的可用性要求,同时提高了运行限制条件的可执行性和可操作性。本发明能够持续提高核电厂在偏离正常运行时的应对能力,在确保核电厂安全运行的同时,不断提升其可靠性和经济性。

    一种核电厂主控室内漏率测试模拟试验装置及方法

    公开(公告)号:CN111681793B

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202010289513.4

    申请日:2020-04-14

    IPC分类号: G21D3/06 G01M3/20 G01M3/26

    摘要: 本发明属于核电厂试验技术领域,具体涉及一种核电厂主控室内漏率测试模拟试验装置及方法。包括由内至外依次嵌套设置并能够各自调整气密性的模拟主控室(1)、模拟主控室外罩(2)、试验室(3),还包括为模拟主控室(1)和模拟主控室外罩(2)注入示踪气体和压缩空气的正压与示踪气体注入子系统,以及对模拟主控室(1)和模拟主控室外罩(2)进行气密性试验的仪表子系统和数据采集处理装置(21)。本发明通过对不同测试方法得出的测试结果进行对比分析以确定试验方法的正确性和准确性;还可以通过对正压值进行调整,从而推算出正压值与内漏率之间的关系,为系统和功能的设计者提出合适的正压推荐值。