一种中子温度测量用不易形变的保护装置

    公开(公告)号:CN115910402A

    公开(公告)日:2023-04-04

    申请号:CN202211292755.4

    申请日:2022-10-21

    Abstract: 本发明属于核电站反应堆堆芯中子通量监测技术领域,特别涉及一种中子温度测量用不易形变的保护装置。本发明包括防护管,防护管的内部设有弧形条,多个弧形条的呈等间距分布于防护管的内壁上;所述防护管外壁两侧的中央位置处安装有安装板,所述安装板之间安装多个等距的吊装组件,吊装组件的顶部安装有调节组件,调节组件的顶端安装有安装头。本发明用以解决现有的中子温度测量保护装置易变形和其直接安装在测量通道上会对测量通道产生一定的负荷的问题。

    一种核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法

    公开(公告)号:CN111799008B

    公开(公告)日:2021-11-09

    申请号:CN202010594998.8

    申请日:2020-06-28

    Abstract: 本发明涉及核电自动化控制技术领域,尤其涉及一种核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法。所述核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法为:生成蒸发器液位故障信号;生成蒸发器液位故障总信号;生成热段温度小于设定限值信号;生成冷却模式信号;所述热段温度小于设定限值信号和所述冷却模式信号进行与运算,生成冷却闭锁信号;所述蒸发器液位故障总信号通过闭锁逻辑和所述冷却闭锁信号进行闭锁运算,生成蒸发器液位故障停堆信号;蒸发器液位故障停堆信号和其他停堆信号生成停堆总信号,执行停堆。本发明能够自动触发停堆保护功能,同时避免反应堆机组在冷却模式因蒸发器液位信号故障判断不准确时误触发停堆保护功能,更加安全可靠。

    基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法

    公开(公告)号:CN111292862B

    公开(公告)日:2021-12-17

    申请号:CN202010230016.7

    申请日:2020-03-27

    Abstract: 本发明属于反应堆安全保护技术领域,具体涉及一种基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法。本发明包括如下步骤:步骤1、划分核电厂安全重要仪表信号:核电厂安全重要仪表信号分为模拟量信号和开关量信号两类;步骤2、核电厂安全重要模拟量信号的状态值采集;步骤3、核电厂安全重要开关量信号的状态值采集;步骤4、基于信号状态值的反应堆紧急停堆逻辑实现。本发明通过实时监测核电厂安全重要测点的仪表信号状态,在同一测点多个仪表信号出现故障时,根据故障信号的数量自动触发反应堆停堆,预防因为仪表信号失效导致核电厂反应堆保护功能的降级,提高核电厂运行安全水平。

    一种核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法

    公开(公告)号:CN111799008A

    公开(公告)日:2020-10-20

    申请号:CN202010594998.8

    申请日:2020-06-28

    Abstract: 本发明涉及核电自动化控制技术领域,尤其涉及一种核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法。所述核电站应对蒸发器多通道液位信号故障的方法为:生成蒸发器液位故障信号;生成蒸发器液位故障总信号;生成热段温度小于设定限值信号;生成冷却模式信号;所述热段温度小于设定限值信号和所述冷却模式信号进行与运算,生成冷却闭锁信号;所述蒸发器液位故障总信号通过闭锁逻辑和所述冷却闭锁信号进行闭锁运算,生成蒸发器液位故障停堆信号;蒸发器液位故障停堆信号和其他停堆信号生成停堆总信号,执行停堆。本发明能够自动触发停堆保护功能,同时避免反应堆机组在冷却模式因蒸发器液位信号故障判断不准确时误触发停堆保护功能,更加安全可靠。

    一种核电站安全级DCS系统的模拟测试系统及测试方法

    公开(公告)号:CN111444056A

    公开(公告)日:2020-07-24

    申请号:CN202010251749.9

    申请日:2020-04-01

    Abstract: 本发明属于核电站数字化仪控系统调试技术领域,具体涉及一种核电站安全级DCS系统的模拟测试系统及测试方法,包括:人机接口界面、输入模拟模块、输出模拟模块、模拟运行环境数据库模块和若干个逻辑处理器,所述模拟运行环境数据库模块的输入端与人机接口界面之间连接有输入模拟模块,模拟运行环境数据库模块的输出端与人机接口界面之间连接有输出模拟模块;模拟运行环境数据库模块还与若干个逻辑处理器相连接;本发明实现了在核电站调试时建立安全级DCS系统动态工况的模拟测试,本发明方法不需要引入任何硬件设施,降低了现场人力和物资成本,提高了调试效率。

    基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法

    公开(公告)号:CN111292862A

    公开(公告)日:2020-06-16

    申请号:CN202010230016.7

    申请日:2020-03-27

    Abstract: 本发明属于反应堆安全保护技术领域,具体涉及一种基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法。本发明包括如下步骤:步骤1、划分核电厂安全重要仪表信号:核电厂安全重要仪表信号分为模拟量信号和开关量信号两类;步骤2、核电厂安全重要模拟量信号的状态值采集;步骤3、核电厂安全重要开关量信号的状态值采集;步骤4、基于信号状态值的反应堆紧急停堆逻辑实现。本发明通过实时监测核电厂安全重要测点的仪表信号状态,在同一测点多个仪表信号出现故障时,根据故障信号的数量自动触发反应堆停堆,预防因为仪表信号失效导致核电厂反应堆保护功能的降级,提高核电厂运行安全水平。

    控制棒驱动机构动力电源切换模件测试台架

    公开(公告)号:CN102682859B

    公开(公告)日:2015-08-26

    申请号:CN201110062683.X

    申请日:2011-03-15

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于一种电子控制设备测试装置,具体涉及一种反应堆控制棒驱动机构可靠性供电装置的测试台架。控制棒驱动机构动力电源切换模件测试台架,它包括自动调压器,自动调压器与工控机连接,工控机与接口板连接,自动调压器与接口板均与待测的切换控制模件连接。它实现了对切换控制模件的全自动测量,测量过程不需要人参与,并能够完成数据分析,给出测量结果,同时还提供了模件参数的单项测量的功能。

    一种核电站反应堆控制保护系统电缆留样方法

    公开(公告)号:CN104049154A

    公开(公告)日:2014-09-17

    申请号:CN201310075704.0

    申请日:2013-03-11

    Abstract: 本发明涉及一种核电站反应堆控制保护系统电缆留样方法,依次包括以下步骤:一、检查确认留样电缆的规格型号;二、确定敷设位置;留样电缆的位置应与同型号在役电缆相邻,但避免彼此摩擦;三、将留样电缆顺直展放于敷设位置;四、取样周期为2年,每个电缆样品的取样长度为10cm,将绝缘线芯轴向切开,抽出导体,制取绝缘层试样;五、对试样进行磨平或削平,去除试条的毛刺,试条厚度大于0.8mm,小于2.0mm。本发明可以获得在现场典型环境下电缆样本,对该样本进行各种试验,获得了具有代表性的数据,通过对该数据的分析,对在役电缆的老化状态和老化趋势做出了评估。

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