冗余设计的阀门控制系统及其控制方法

    公开(公告)号:CN114484056A

    公开(公告)日:2022-05-13

    申请号:CN202111459937.1

    申请日:2021-12-02

    Abstract: 本发明涉及一种高可靠性、冗余设计的阀门控制系统,具体为一种通过冗余设计的控制阀门启闭的控制系统及其控制方法。包括冗余设计的电控单元和一组手动单元,所述电控单元和手动单元并连设置并独立控制主阀开启,每组电控单元均包括串联的两个电磁阀。两个电磁阀为一体式双电磁阀组。本发明通过多通道的多冗余设计对阀门进行控制,可实现电磁阀的在役维修及零件更换。单一通道的单一电磁阀误开,阀门不会误动作,保证阀门关闭可靠性。单一通道的单一电磁阀关闭即可保证通道的关闭,防止误操作。手动单元的应急通道可以应对电磁阀失效的突发状况,有效确保阀门在各种状态下正常运行。

    核电厂非能动堆腔注水系统
    4.
    发明公开

    公开(公告)号:CN109243636A

    公开(公告)日:2019-01-18

    申请号:CN201811337808.3

    申请日:2018-11-09

    Abstract: 本发明公开了一种核电厂非能动堆腔注水系统,包括注水箱,用于储存水并向反应堆堆腔注水;注水管道,一端与注水箱底部连接,另一端与反应堆堆腔连接,用于将注水箱中的水注入到反应堆堆腔中;电动隔离阀,设置在注水管道上,用于控制注水箱与反应堆堆腔的连通或隔离;以及自力式流量调节阀组件,设置在电动隔离阀和反应堆堆腔之间的注水管道上,并以注水箱中的水的势能作为动力源,用于控制注水箱的注水流量维持在近似稳定的状态。相对于现有技术,本发明核电厂非能动堆腔注水系统结构简单、设置方便、流量控制稳定、注水箱布置要求低、节约水资源,可提高核电厂的运行安全。

    压水堆核电厂综合非能动安全系统

    公开(公告)号:CN105405479A

    公开(公告)日:2016-03-16

    申请号:CN201510751136.0

    申请日:2015-11-06

    CPC classification number: Y02E30/32 G21C15/18

    Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂综合非能动安全系统,其包括多个非能动安全系统和一个为所述多个非能动安全系统提供冷却水源的综合水箱;综合水箱布置在安全壳外的高位,包括至少三个实体隔离的独立分区,不同的独立分区之间由可开闭的分区间连通设施连接;每一独立分区均设置有至少一个与非能动安全系统连接的对外连接接口,使得整个综合水箱能够为多个非能动安全系统提供冷却水源。与现有技术相比,本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统的综合水箱可同时作为多个非能动安全系统的高位水源,实现了事故后余热导出的功能,因此,能够在保证核电厂安全性的同时,提高核电厂的经济性。

    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。

Patent Agency Ranking