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公开(公告)号：CN112927828A
公开(公告)日：2021-06-08
申请号：CN202110083167.9
申请日：2021-01-21
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C17/017 , G21C17/00 , G21D3/06
Abstract: 本发明涉及了一种核电站管道泄漏模拟试验系统及方法，该模拟试验系统包括：管道模拟装置、加热装置、泄漏模拟装置、采集装置及上位机；而且，上位机，用于接收用户输入的模拟测试指令，并获取加热状态信息及泄漏状态信息；根据加热状态信息，通过调功柜调节加热管的加热功率，以使所检测的管道温度达到核电站管道正常运行工况下的温度；根据泄漏状态信息，控制介质发生装置输出相应类型的介质及对调节阀的开度进行调节；还用于实时获取介质温湿度信息，并根据介质温湿度信息确定与当前模拟测试指令相对应的介质温湿度响应曲线。实施本发明的技术方案，可模拟核电站管道焊缝处不同的泄漏工况，从而获取不同因素影响下温湿度传感器检测信号的变化。
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公开(公告)号：CN113035381A
公开(公告)日：2021-06-25
申请号：CN202110171293.X
申请日：2021-02-03
Applicant: 中广核工程有限公司 , 深圳中广核工程设计有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C1/09
Abstract: 本发明公开了核电站稳压器的支承结构，其特征在于，所述支承结构设于稳压器中部，包括与所述稳压器固定连接的凸耳以及与将所述稳压器与支撑楼板固定连接的支座，所述支座和所述凸耳之间可拆卸连接；所述支座与所述稳压器间隙设置。本发明通过在稳压器中部设置单层的支承结构，简化支承结构的同时，提高设备固有频率，降低其在地震工况下的响应；同时在支座和稳压器之间设置一定间隙，从而能够吸收稳压器筒体因热胀产生的径向位移，防止支座对筒体在热胀工况下产生刚性约束。
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公开(公告)号：CN119338103A
公开(公告)日：2025-01-21
申请号：CN202411250420.5
申请日：2024-09-06
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
IPC: G06Q10/063 , G06Q10/20 , G06Q50/06 , G06Q10/0635
Abstract: 本申请涉及核电厂技术领域，尤其是涉及一种核电厂金属承压设备结构完整性分级方法与安全评估方法、相关装置。本申请的本申请的核电厂金属承压设备结构完整性分级方法，需要先获取核电厂承压金属设备的安全分级结果和设备安全数据；根据核电厂承压金属设备的安全分级结果，确定核电厂承压金属设备的建造规范级别；根据建造规范级别和设备安全数据，为对应的核电厂承压金属设备确定对应的结构完整性级别。能够较为准确地针对核电厂承压金属设备进行结构完整性分级。进一步，本申请的核电厂金属承压设备安全评估方法，基于结构完整性级别，生成对应核电厂承压金属设备的安全评估结果，能够较为准确地针对核电厂承压金属设备进行安全评估。
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公开(公告)号：CN119714723A
公开(公告)日：2025-03-28
申请号：CN202411750534.6
申请日：2024-11-29
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种分布式一回路压力边界泄漏监测系统和方法，包括多个地漏、多根废液排放管线和废液收集设施，每一个地漏安装在工艺管道房间中，每一根废液排放管线的首端与地漏相连接，每一根地漏管线的尾端与废液收集设施相连接，还包括：多个流量监测单元和信号采集报警单元；多个流量监测单元与多个地漏对应设置；每一个流量监测单元监测地漏的流量并输出对应的流量监测信号；流量监测信号携带有与其对应设置的工艺管道房间的房间信息；信号采集报警单元根据流量监测信号输出泄漏报警信号。本发明采用地漏排水流量监测法，实现了泄漏定量和定位能力，监测灵敏度高，可定位至泄漏设备所在房间。同时还可以降低仪表要求，降低工作人员辐照伤害。
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公开(公告)号：CN112927828B
公开(公告)日：2023-07-21
申请号：CN202110083167.9
申请日：2021-01-21
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC: G21C17/017 , G21C17/00 , G21D3/06
Abstract: 本发明涉及了一种核电站管道泄漏模拟试验系统及方法，该模拟试验系统包括：管道模拟装置、加热装置、泄漏模拟装置、采集装置及上位机；而且，上位机，用于接收用户输入的模拟测试指令，并获取加热状态信息及泄漏状态信息；根据加热状态信息，通过调功柜调节加热管的加热功率，以使所检测的管道温度达到核电站管道正常运行工况下的温度；根据泄漏状态信息，控制介质发生装置输出相应类型的介质及对调节阀的开度进行调节；还用于实时获取介质温湿度信息，并根据介质温湿度信息确定与当前模拟测试指令相对应的介质温湿度响应曲线。实施本发明的技术方案，可模拟核电站管道焊缝处不同的泄漏工况，从而获取不同因素影响下温湿度传感器检测信号的变化。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112765797A
公开(公告)日：2021-05-07
申请号：CN202110022763.6
申请日：2021-01-08
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 中广核工程有限公司 , 东北电力大学
IPC: G06F30/20 , G01K1/14 , G06F113/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及一种直管道内壁面温度测量及瞬态识别方法和计算机终端，包括：获取管道外壁面的测量温度数据；基于外壁面测量温度数据，采用预设方法进行导热反演计算，获得管道内壁面的温度数据。本发明可在不破坏一回路管道的前提下，实时准确获得外壁面温度，且基于导热反演分析方法计算出内壁面温度，为疲劳评估的热应力计算提供可靠输入数据，且不需要反复迭代，也不存在不收敛的问题，计算时间短，计算量少，可准确快速的识别管道内壁面温度信息。
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公开(公告)号：CN115654260A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211311580.7
申请日：2022-10-25
Applicant: 深圳中广核工程设计有限公司 , 清华大学深圳国际研究生院
Abstract: 本发明公开一种核电厂管道多功能保护装置，其包括套设于管道外周用于对管道进行定位固定的内承压层，核电厂管道多功能保护装置以内承压层为中心，从内往外依次连接设有缓冲层、吸收层以及外承压层，该缓冲层包括若干中空管束层，若干中空管束层围绕内承压层连接形成缓冲层，该吸收层包括若干相互交错设置的多空隙部，每个多空隙部上设有若干吸收层小孔，该外承压层设于核电厂管道多功能保护装置的最外层用于提供刚性支撑和防止管道泄漏。可解决核电厂重要管道的抗震、断裂甩击、保温隔热和介质泄漏定量监测问题，可替代阻尼器，防甩击限制件和防喷射挡板，地坑液位监测装置等，保证核安全，优化设计方案，节省核电工程处置该类问题的经济成本。
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公开(公告)号：CN102798115B
公开(公告)日：2016-01-27
申请号：CN201210295703.2
申请日：2012-08-17
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广东核电集团有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种核电站蒸汽发生器支承结构，该支撑结构包括至少两组相对设置的摆动拉杆（20）和至少两组相对设置的阻尼器（30），所述摆动拉杆（20）的延伸方向与阻尼器（30）的延伸方向相互垂直,摆动拉杆（20）和阻尼器（30）的一端分别连接于蒸汽发生器房间相互垂直的混凝土侧墙上，另一端分别连接于蒸汽发生器（100）上。本发明还涉及一种核电站蒸汽发生器，核电站蒸汽发生器支承结构。本发明通过摆动拉杆将支承结构直接连接到混凝土锚固墙上，消除了蒸汽发生器上部水平支承与混凝土墙之间的间隙，提高了反应堆冷却剂系统的抗震性能。
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公开(公告)号：CN106098123A
公开(公告)日：2016-11-09
申请号：CN201610025498.6
申请日：2016-01-15
IPC: G21C17/017 , G21C17/02
CPC classification number: G21C17/017 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种用于核电站的三通构件内壁面温度测量系统及方法，所述系统包括：流体信息测量模块，用于测量主管和射管上游流体的温度和流速信息；函数建立模块，用于建立三通构件内壁面无量纲温度与三通构件的主、射管流速比关系的第一函数，与主管流体温度、射管流体温度和内壁面温度关系的第二函数；内壁面温度计算模块，用于接收流体信息测量模块测量的主管和射管上游流体的温度和流速信息，调用函数建立模块建立的第一函数和第二函数，计算获得内壁面温度。本发明通过分析主管和射管之间不同流速比值下流体的相互作用影响，构造主管、射管流速比与某点内壁温度的函数建立模块，在获取主管和射管的流速及流体信息后，求解其内壁温度信息。
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公开(公告)号：CN106092351B
公开(公告)日：2019-07-02
申请号：CN201610364193.8
申请日：2016-05-27
Applicant: 中广核工程有限公司 , 中国广核集团有限公司
IPC: G01K7/02
Abstract: 本发明公开了一种核电站管道内壁温度测量方法，包括：建立单位瞬态热传导模型；利用单位瞬态热传导模型推导数值计算方法；测量管道外壁温度；将测量得到的管道外壁温度作为已知量，运用数值计算方法计算得到管道内壁温度。与现有技术相比，本发明无需在被测管道上开孔，在不破坏核电站一回路管道(内含放射性流质)结构的前提下，准确地获知管道内壁的温度分布信息，更有效地实现了放射性包容，提高了核电站运行的安全性；同时，本发明直接测量管道外壁温度而非测量管道内流质的温度，避免了换热系数的计算，显著提高了管壁温度场的计算准确性。此外，本发明还公开了一种核电站管道内壁温度测量装置。
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