一种能够提供外部压力的隔离阀

    公开(公告)号:CN220891168U

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202322716228.8

    申请日:2023-10-09

    Abstract: 本申请涉及一种能够提供外部压力的隔离阀,其包括阀体、隔离阀瓣、阀杆和气源连通部。其中,气源连通部形成于阀体上且与阀体一体连接,且介质通道延伸入气源连通部内。气源连通部上形成有气源通孔,气源通孔将介质通道与外界相连通,气源连通部于气源通孔处设置有气源塞,气源塞与气源通孔相匹配并用于堵塞气源通孔,气源塞由外表面向内开设有气源通道,气源通道处能够外接气源压力,气源压力用于控制气源通道的通断。本申请提供的方案能够便于使用者通入外部气源以开启先导阀,从而实现快速开启主阀。

    一种自动换向阀
    4.
    实用新型

    公开(公告)号:CN220891150U

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202322715237.5

    申请日:2023-10-09

    Abstract: 本申请公开了一种自动换向阀,涉及换向阀的技术领域,本申请中的自动换向阀包括阀壳,所述阀壳内开设有阀腔,以及连通阀腔及阀壳外部并供介质流动的第一通道、第二通道及第三通道;阀瓣,所述阀瓣通过介质压力变化滑动在阀腔内,所述阀瓣能够通过滑动关闭所述第一通道并导通所述第二通道与所述第三通道,或关闭所述第二通道并导通第一通道和所述第三通道。本申请具有根据介质的压力变化,快速自动切换阀门的通路的效果。

    安全壳整体泄漏率监测装置和安全壳整体泄漏率监测方法

    公开(公告)号:CN117133488A

    公开(公告)日:2023-11-28

    申请号:CN202311089651.8

    申请日:2023-08-28

    Abstract: 本申请涉及一种安全壳整体泄漏率监测装置和安全壳整体泄漏率监测方法。上述监测装置包括:流量监测组件、压力监测组件、压力比对监测组件、仪表监测组件和处理器;流量监测组件、压力监测组件、压力比对监测组件和仪表监测组件分别与处理器连接;流量监测组件,用于监测安全壳壳内的卸压流量值;压力监测组件,用于监测安全壳壳内的压力值;压力比对监测组件,用于监测安全壳壳内和安全壳壳外的压力比对值;仪表监测组件,用于监测安全壳壳内的温湿度;处理器,用于根据卸压流量值、压力值、压力比对值、温湿度,获取安全壳的整体泄漏率。采用本方法能够解决核反应堆安全壳整体泄漏率试验仪表配置方法的缺失。

    核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法

    公开(公告)号:CN103390435B

    公开(公告)日:2016-08-24

    申请号:CN201310326838.5

    申请日:2013-07-30

    Inventor: 许晨德

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置,设置于反应堆冷却剂泵、压力容器、稳压器和蒸汽发生器通过管路连接形成的回路中,其中,反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连,管路上设有稳压器喷淋阀,压力容器的顶盖设有排气管线,排气管线连接至稳压器。此外,本发明还公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法。本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法可有效排除压力容器顶部的不可凝气体,避免在稳压器筒体上直接开孔,减少堆顶排气管线的长度,避免现有的堆顶排气方案中出现的水锤问题。

    核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构

    公开(公告)号:CN105280249A

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201510586928.7

    申请日:2015-09-16

    CPC classification number: G21C15/18 G21C9/016 G21C13/024 Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供了一种核电站反应堆压力容器与屏蔽墙的组合结构,其包括堆坑屏蔽墙、由堆坑屏蔽墙围成的堆坑、设置在堆坑内的反应堆压力容器和设置在反应堆压力容器外的保温层,保温层与反应堆压力容器之间、保温层与堆坑屏蔽墙之间均存在上下贯通的流道;堆坑屏蔽墙的下部穿设有堆坑注水管线;所述堆坑屏蔽墙的上部内壁开设有容留空间,堆坑屏蔽墙中设置有将容留空间与堆坑底部空间连通的回流流道。与现有技术相比,本发明通过在堆坑屏蔽墙中设置回流流道,确保了蒸汽夹带的饱和水能够顺利流回堆坑,因此能够在堆坑内的上升流道和回流流道之间形成稳定自然循环,确保反应堆压力容器在严重事故工况下得到快速持续地冷却。

    核电站反应堆冷却剂系统抽真空方法

    公开(公告)号:CN103400607B

    公开(公告)日:2016-01-06

    申请号:CN201310329545.2

    申请日:2013-07-31

    Inventor: 许晨德

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统抽真空方法,其包括以下步骤:步骤(一):在机组维修期间,先将稳压器卸压箱内排空,利用真空泵将稳压器卸压箱抽成真空态;以及步骤(二):在机组抽真空排气开始时,将反应堆冷却剂系统与稳压器卸压箱之间连接管线上的阀门打开,与此同时,利用真空泵对反应堆冷却剂系统进行抽气。本发明核电站反应堆冷却剂系统抽真空方法通过提前排空稳压器卸压箱,使得利用真空泵对反应堆冷却剂系统进行抽真空时,稳压器卸压箱能够容纳部分气体而缩短真空泵的抽真空时间,实现了在不改变原有系统配置的情况下,减少抽气时间、提高核电站经济性的目的。

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