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公开(公告)号：CN103854713A
公开(公告)日：2014-06-11
申请号：CN201210520801.1
申请日：2012-12-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/035 , G21C17/022
Abstract: 本发明属于核反应堆领域，具体涉及一种利用过冷裕度确定汽水分界面的方法，包括：1.采集反应堆一回路有效相对压力PRCS、反应堆安全壳大气绝对压力PATM和压力容器中特征点的温度T；2.获取一回路的绝对压力PABS；3.获取一回路冷却剂的饱和温度TSAT；4.获取压力容器中特征点的过冷度或过热度；5.确定压力容器中特征点的冷却剂物相；本发明无需增加多余设备，即可精确确定汽水分离界面；提高了反馈响应速度，可以快速的确定目标值，减少了风险。
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公开(公告)号：CN103531941A
公开(公告)日：2014-01-22
申请号：CN201210229979.0
申请日：2012-07-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于核电厂安全级仪表技术领域，具体涉及一种安全级电气接插件。其中插头本体为圆筒状，其中下部外侧的环形凸台的下侧设置有主密封环；插头本体的上部设置有限位螺母；紧固卡箍为圆柱体，圆柱体内部下侧开有两级阶梯状通孔，通孔下部均布有卡箍倒钩；紧固卡箍套在插头本体上；在插头本体环形凸台与紧固卡箍之间套有压紧弹簧；在插头本体内部下侧嵌入有PEEK绝缘体A；插座本体为圆筒状，其上部外套在插头本体的下部，且插头本体下端位于插座本体内侧凸台上；插座本体内且其凸台下部嵌入有PEEK绝缘体B，母针芯贯穿于PEEK绝缘体B，公针芯贯穿于PEEK绝缘体A，且一一对应插入母针芯；在插座本体内侧凸台与插座本体之间设置有密封垫片。
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公开(公告)号：CN103426488A
公开(公告)日：2013-12-04
申请号：CN201210163741.2
申请日：2012-05-24
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/035
Abstract: 本发明涉及一种基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法。反应堆压力容器水位由于受到主泵运行和事故后复杂工况的影响，一直都是提供一个辅助信息，帮助运行人员能够获得水位变化的趋势即可。本发明基于平均密度的反应堆压力容器水位测量方法可以实现核电厂事故后反应堆压力容器内水位的测量，将主泵运行影响进行了参数化处理，统一了有泵运行和无泵运行的计算结果，巧妙地处理了主泵运行的影响以及其他复杂工况的影响，不但能够让运行人员了解到水位变化趋势，同时能够准确地了解到水位精确状态，满足了SOP规程对精确测量堆芯水位状态的要求。
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公开(公告)号：CN102982853A
公开(公告)日：2013-03-20
申请号：CN201210507588.0
申请日：2012-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆芯水位探测器，包括内部为中空结构的两支敏感元件M1和M2；所述M1的内部设置有两支K型热电偶HT1和UHT1，以及用于对HT1加热的电加热器HE1；所述M2的内部设置有两支K型热电偶HT2和UHT2，以及用于对HT2加热的电加热器HE2；所述HT1和HT2均为主动端，UHT2为HT1的参考端，UHT1为HT2的参考端。本发明还公开了一种基于上述水位探测器的反应堆堆芯水位测量方法。本发明信号流程较为独立，受制约因素少，可满足关键点水位测量装置的需求，可以应用在反应堆压力容器水位测量、堆坑水位测量、乏燃料水池水位测量等多种场合。
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公开(公告)号：CN102956276A
公开(公告)日：2013-03-06
申请号：CN201210441471.7
申请日：2012-11-08
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/035
Abstract: 本发明公开了一种反应堆堆芯水位测量的流场稳定装置，包括底座（1）、以及两端开口的筒体（2）；所述底座（1）的上端面向下凹陷构成凹槽（5），所述筒体（2）的下端设置在凹槽（5）内，且筒体（2）位于凹槽（5）内的侧壁与凹槽（5）内壁之间存在间隙，筒体（2）的下端面与凹槽（5）的底面之间存在间隙；所述凹槽（5）的底部设置有立柱（3），所述立柱（3）的顶端延伸入筒体（2）的内部。本发明能够为水位探测器提供较为清晰的压力容器内汽水分界面，提高水位探测器的测量精度和适用范围。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN102682862A
公开(公告)日：2012-09-19
申请号：CN201210165538.9
申请日：2012-05-25
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/112
Abstract: 本发明属于信号有效性诊断方法，具体是一种压水堆核电站堆芯热电偶有效性状态在线诊断方法。它包括下述步骤：步骤一：判断可用热电偶数量是否满足要求；步骤二：计算可用热电偶测量数据平均值T1；步骤三：判断反应堆工况是否满足可用热电偶信号在线诊断条件；步骤四：判断可用热电偶信号有效性。本发明的效果是：通过本申请的方法可以对压水堆核电站堆芯热电偶的有效性状态进行在线连续诊断，及时将测量误差过大的热电偶数据剔除，以提高系统整体的测量准确性以满足SOP的要求，此外，系统能够确保被错误剔的热电偶及时纠正，并能及时提供出现故障热电偶的编号，以便在停堆换料期间进行更换。
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公开(公告)号：CN203276871U
公开(公告)日：2013-11-06
申请号：CN201220667194.7
申请日：2012-12-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型属于核电厂仪控技术，具体公开了一种主泵控制与保护系统。它包括人机界面单元、与人机界面单元连接的通信单元和与通信单元连接的处理单元，还包括数据采集单元和驱动单元，其所述的处理单元包括定值比较模块、控制模块和诊断模块，通过定值比较模块处理采集单元传输的数据，然后将定值比较结果分别送控制模块和诊断模块。根据数据采集单元采集主泵各部件的参数，通过人机界面单元发出启、停指令，控制主泵以及辅助设备的运行，若出现故障时，可发出报警指示。因而能够简化主泵及其辅助设备的控制，操作员可通过故障诊断功能快速查明故障点，排除故障，保证核电厂运行期间主泵正常运行，从而确保核电厂的安全稳定运行。
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公开(公告)号：CN212228301U
公开(公告)日：2020-12-25
申请号：CN202021478015.6
申请日：2020-07-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本实用新型公开了一种测量核安全级差压变送器静压影响的系统，包括高压气瓶、高压侧压力调节容器、低压侧压力调节容器、就地压力表、智能差压变送器和核安全级差压变送器；高压气瓶通过管线分别与高压侧压力调节容器和低压侧压力调节容器连通，高压侧压力调节容器通过管线分别与智能差压变送器和核安全级差压变送器的高压侧连接，低压侧压力调节容器通过管线分别与智能差压变送器和核安全级差压变送器的低压侧连接，就地压力表用于测量系统的静压压力。本实用新型所述系统不使用高精度压力源就能实现测量静压对核安全级差压变送器的影响。
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公开(公告)号：CN202650570U
公开(公告)日：2013-01-02
申请号：CN201220258949.8
申请日：2012-06-04
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本实用新型涉及一种反应堆冷却剂系统与余热排出系统之间的连接系统，环路热段与RRA系统通过母管以及并联的A、B列管路实现连接；A列管路依次设有第一电动阀、第二电动阀；B列管路依次设有第三电动阀、第四电动阀；第一电动阀上依次连接有第一逻辑控制组件与第一压力变送器；第二电动阀上依次连接有第二逻辑控制组件与第二压力变送器；第三电动阀上依次连接有第三逻辑控制组件与第三压力变送器；第四电动阀上依次连接有第四逻辑控制组件与第四压力变送器；四个压力变送器都与母管连接。本实用新型提高了需要在RRA系统投入时的可靠性，同时又保证RRA系统隔离的可靠性。因此，在一定程度上增加了核电运行的安全性，提高了经济性。
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公开(公告)号：CN214897645U
公开(公告)日：2021-11-26
申请号：CN202121049042.6
申请日：2021-05-17
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/10
Abstract: 本实用新型公开了一种应用于多用途模块式小型反应堆的功率量程中子探测器，通过设置4个由上至下一字排开且间隔设置的硼衬基非补偿电离室，并通过设置在屏蔽组件内壁上的第二中子吸收层吸收核反应堆堆芯释放的热中子，然后通过聚乙烯慢化核反应堆堆芯释放的快中子，以完成对多用途模块式小型堆的中子计数，实现对多用途模块式小型堆的安全保护及功能控制。
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