一种具有流控功能的先进非能动安注系统

    公开(公告)号:CN114582531A

    公开(公告)日:2022-06-03

    申请号:CN202210210718.8

    申请日:2022-03-03

    Abstract: 本发明公开了一种具有流控功能的先进非能动安注系统,涉及核电站安注系统技术领域,包括阻尼腔室和安注箱,所述安注箱的顶端连接有超压排放管道,所述安注箱内安装有压力探测器和液位计,实时测量安注箱内的压力和液位,所述安注箱内部的底端固定有阻尼器支架,且阻尼器支架的顶端固定有阻尼腔室。本发明通过在安注箱上部空间充入惰性气体,形成注射驱动力;在安注箱下部设置阻尼器,阻尼器包含大流量入口、小流量入口、喷嘴以及阻尼腔室;分析表明,阻尼器产生的最大载荷为大流量安注启动时,主要为竖直方向的载荷,因此分别在大流量注射管线底部和阻尼器底部设置支撑装置,保证管线和阻尼器的稳定性。

    一种穿孔管式消音器
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115596884A

    公开(公告)日:2023-01-13

    申请号:CN202211296915.2

    申请日:2022-10-21

    Abstract: 本发明公开了一种穿孔管式消音器,涉及消音设备技术领域,解决了现有节流降噪消声器无法满足核电大气释放阀降噪需求的问题,提高了降噪效果及介质处理量,具体方案如下:包括内壁上开设有若干小孔的壳体,壳体的内部沿其长度方向依次划分有第一腔室、第二腔室和第三腔室,第一腔室与第二腔室之间设有带有小孔的第一隔板,第二腔室与第三腔室之间设有第二隔板,第一腔室通过管身设有小孔的入口喷管与外界连通,第一腔室与第三腔室之间通过若干第一穿孔管连通,第一穿孔管位于第二腔室内的管身上均匀开设有若干小孔,第三腔室通过第二穿孔管与第二腔室连通,第三腔室内设有用于引导介质的螺旋结构。

    一种核电厂系统可用性分析方法及系统

    公开(公告)号:CN115564070A

    公开(公告)日:2023-01-03

    申请号:CN202211260108.5

    申请日:2022-10-14

    Abstract: 本发明公开的一种核电厂系统可用性分析方法及系统,包括:确定可能导致电厂强迫停堆或停机的各系统功能,并定义各系统功能成功的逻辑流程;对各系统开展FMEA分析,确定能够导致系统不可用的单一设备失效或多个设备失效组合的清单;以系统不可用导致电厂强迫停堆或停机为顶事件,以任一重要功能丧失为失效准则,以各系统功能成功的逻辑流程、操作规程、设计人员经验和FMEA分析结果构建系统不可用性故障树;获取设备可靠性数据、试验维修不可用数据、人员失误数据以及设备修复数据;根据获取的各数据和构建的故障树,获得电厂可用率和不可用率。更能反映核电厂的实际情况,准确给出了系统不可用率。

    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

    Abstract: 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。

    安全壳外涂层冲刷试验系统

    公开(公告)号:CN113777016A

    公开(公告)日:2021-12-10

    申请号:CN202110949502.9

    申请日:2021-08-18

    Abstract: 本发明公开了一种安全壳外涂层冲刷试验系统,所述安全壳外涂层冲刷试验系统包括水箱、冲刷板、布水器和泵,水箱具有进水口和出水口,冲刷板用于将涂层试验样件安装到其上,布水器用于将水分布到冲刷板以对安装在冲刷板上的涂层试验样件进行冲刷,泵连接在水箱的出水口和布水器之间,用于将水箱内水泵送到布水器。本发明的安全壳外涂层冲刷试验系统,能够模拟安全壳的环境条件,对安全壳外涂层进行冲刷试验,以对冲刷后的安全壳外涂层进行表面形貌、表面润湿特性和导热性能的分析,为核反应堆的设计、安全评审和核电厂运行提供支持,而且,由于无需在实际运行的核反应堆上进行且无需人工目视检测,因此精度高,评估准确,实施简单可靠。

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