一种用于金属软管等效静力法抗震鉴定试验装置

    公开(公告)号:CN110686845A

    公开(公告)日:2020-01-14

    申请号:CN201811250403.6

    申请日:2018-10-25

    Abstract: 本发明提供一种用于金属软管等效静力法抗震鉴定试验装置,包括:试验台;第一位置调节装置;所述第一位置调节装置设置在所述试验台上,用于调节待测金属软管的一端在试验台上的位置;第二位置调节装置,所述第二位置调节装置设置在所述试验台上,用于调节待测金属软管的另一端在试验台上的位置;所述第一位置调节装置的调节方向和所述第二位置调节装置的调节方向相垂直;顶压装置;所述顶压装置可靠近或远离待测金属软管地设置;所述顶压装置靠近待测金属软管时,可向待测金属软管施加沿待测金属软管径向的压力。本发明提供一种用于金属软管等效静力法抗震鉴定试验装置,金属软管的等效静力法抗震鉴定试验,结构简单,使用方便。

    一种核电站反应堆冷却剂系统喷射器试验系统

    公开(公告)号:CN104835543B

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201510019453.3

    申请日:2015-01-14

    Abstract: 本发明提供一种核电站反应堆冷却剂系统喷射器试验系统,其包括待试验的喷射器试验单元;所述的喷射器试验单元包括若干个并联设置的喷射器;每个喷射器的入口通过管路一一对应连接1个驱动气体接口法兰;每个喷射器的吸气室通过管路一一对应连接1个吸气接口法兰,每个喷射器的出口均通过管路与同一个排气口法兰连接;若干个连接驱动气体接口法兰的管路汇集形成一条总管路与缓冲罐的出口相连;缓冲罐的入口通过管路与储气罐的出口相连,储气罐的入口通过管路连接压缩机的出口;若干个连接吸气接口法兰的管路汇集形成一条总管路与真空罐的出口相连。本发明试验系统用于喷射器的性能试验,同时用于喷射器及配套设备的出厂验收试验。

    一种小流量回流与限流控制装置

    公开(公告)号:CN104575636B

    公开(公告)日:2017-05-31

    申请号:CN201410854415.5

    申请日:2014-12-26

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种小流量回流与限流控制装置,用于核电站启停给水系统和/或辅助给水系统,包括连接于核电站启停给水系统和/或辅助给水系统主流道的流量计、自动再循环阀、限流装置以及第一隔离阀,自动再循环阀的旁路阀门、止回阀以及第二隔离阀依次通过管道连接,形成核电站启停给水系统和/或辅助给水系统小流量回流通道。本发明提供的小流量回流与限流控制装置,采用了非能动部件自动再循环阀与减压阀实现小流量回流功能,采用非能动部件限流孔板实现限流功能,提高小流量回流与限流控制装置的可靠性和安全性,从而保证核电站的安全运行。

    一种核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统

    公开(公告)号:CN105788681A

    公开(公告)日:2016-07-20

    申请号:CN201610297058.6

    申请日:2016-05-06

    CPC classification number: G21C17/002 G21C17/017

    Abstract: 本发明提供一种核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统包括:抽气装置、湿度计和处理器;所述处理器经配置接受所述湿度信号,并根据所述湿度信号计算主蒸汽管道的泄漏率并输出数据,并在主蒸汽管道发生泄漏时发出泄漏报警信号,从而提醒操纵员关注机组的运行状态,以便做出正确的判断。本发明提供的核电站的主蒸汽管道泄漏监测系统,利用湿度计测量气体湿度,在处理器中将湿度与基准值比较,计算出泄漏率,并发出泄漏报警信号,从而提醒操纵员关注机组的运行状态,以便做出正确的判断,必要时采取一定的措施,从而为机组安全运行提供支持。

    一种浮动核电站的非动能安全壳冷却系统

    公开(公告)号:CN105489258A

    公开(公告)日:2016-04-13

    申请号:CN201610003800.8

    申请日:2016-01-04

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18

    Abstract: 本发明提供一种浮动核电站的非能动安全壳冷却系统包括:安全壳;包壳;所述包壳套设在所述安全壳的外部,与所述安全壳之间设有流道;海水进水管线;所述海水进水管线与所述流道的下部连通;海水出水管线;所述海水出水管线与所述流道的上部连通;海水和大气共用管线;所述海水和大气共用线与所述流道的顶部连通;通大气管线;所述通大气管线与所述流道的顶部连通;疏水管线;所述疏水管线与所述流道的底部连通。本发明提供的浮动核电站的非动能安全壳冷却系统,利用海水的重力和浮力形成自然循环,将安全壳内的热量传递给海水,保证安全壳不超压,维持安全壳的完整性,具有简单和可靠的优点。

    一种核电站二次侧的长期余热排出系统

    公开(公告)号:CN105070327A

    公开(公告)日:2015-11-18

    申请号:CN201510548603.X

    申请日:2015-08-31

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种核电站二次侧的长期余热排出系统,包括蒸汽发生器,所述蒸汽发生器出口通过主蒸汽管线经蒸汽释放阀连接蒸汽释放管线,所述蒸汽发生器的入口经给水止回阀、给水隔离阀连接到给水管线,所述主蒸汽管线与所述给水管线之间并联连接有应急补水箱、热交换器,所述应急补水箱进口通过应急补水箱进口隔离阀与应急补水管线连接到主蒸汽管线,所述应急补水箱出口经急补水箱出口隔离阀、应急补水箱出口止回阀连接到给水管线,所述热交换器进口通过热交换器进口隔离阀、冷却循环管线连接到所述主蒸汽管线,所述热交换器出口通过热交换器出口隔离阀、热交换器出口止回阀连接到给水管线。

    一种双堆核电站的主给水系统

    公开(公告)号:CN104934080A

    公开(公告)日:2015-09-23

    申请号:CN201510366489.9

    申请日:2015-06-26

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18

    Abstract: 本发明涉及一种双堆核电站的主给水系统,包括两套机组,所述每套机组均包括依次连接的蒸汽发生器、主给水管线、主给水泵入口管线和除氧器,主给水泵入口管线上还设置有主给水泵,主给水泵与除氧器之间的主给水泵入口管线上还连接有主给水泵入口共用管线,两套机组的主给水泵入口共用管线相互连接,所述主给水泵与蒸汽发生器之间的主给水管线上还连接有主给水泵出口共用管线,两套机组的主给水泵出口共用管线相互连接。充分利用已有的系统配置,在不影响各自机组功能的前提下,在丧失主给水时,使两个机组的主给水系统功能互补,以维持功率运行或实现安全停堆,以防止纵深防御系统或专设安全设施动作,提高了核电机组的安全性。

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