一种主管道热段一体化挤压成型装置

    公开(公告)号:CN108838228A

    公开(公告)日:2018-11-20

    申请号:CN201810758652.X

    申请日:2018-07-11

    CPC classification number: B21C25/02 B21C23/12 B21C25/04

    Abstract: 本发明的目的在于公开一种主管道热段一体化挤压成型装置,它包括波动管接管座侧模具、无接管座侧模具和ADS(自动泄压系统)接管座侧模具,所述波动管接管座侧模具和ADS接管座侧模具分别设置有空腔,所述波动管接管座侧模具和无接管座侧模具分别连接第一固定芯模,所述ADS接管座侧模具和无接管座侧模具分别连接第二固定芯模;与现有技术相比,通过一体化挤压成型,可显著节省钢锭,降低制造成本,提高整体经济性指标,接管座机加工量明显减小,具有较大的变形,可保证接管座处具有较好的晶粒度,可快速成形,局部加热,减小对非挤压部位的晶粒度影响,实现本发明的目的。

    一种用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板

    公开(公告)号:CN108648836A

    公开(公告)日:2018-10-12

    申请号:CN201810757911.7

    申请日:2018-07-11

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C13/022

    Abstract: 本发明提供一种用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板,所述释放面板包括面板主体部、框架以及开启部;其中,所述框架设置在构筑物上;所述面板主体部与所述框架之间通过铰链连接;所述开启部设置在所述框架上,当所述构筑物内大气温度或压力上升到一定值时,所述开启部会在温度或压力作用下非能动开启。本发明提供的用于核电站构筑物事故后超压保护的释放面板,依靠温度或压力在事故后非能动开启,结构简单,布置方便,操作灵活,可有效防止构筑物差压损坏。

    一种核电站非能动应急给水系统

    公开(公告)号:CN104505130B

    公开(公告)日:2017-11-10

    申请号:CN201410658879.9

    申请日:2014-11-18

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种核电站非能动应急给水系统,与传统核电站应急给水系统中依赖电动、汽动或柴油机泵提供应急给水的特点不同,本发明采用蒸汽喷射泵,以反应堆蒸汽发生器中产生的蒸汽作为驱动源,在丧失主给水和丧失厂外电事故时,非能动应急给水系统从应急给水源取水,经蒸汽喷射泵升压后输送到蒸汽发生器,并通过主蒸汽管道向外带走一回路的显热和衰变热。蒸汽喷射泵是一种不直接消耗机械能,无运动部件的增压设备,比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统利用非能动设备带走一回路的衰变热和显热,实现一回路的冷却,具有良好的可行性和可靠性。

    一种用于爆破阀性能试验验证台架系统

    公开(公告)号:CN105973579A

    公开(公告)日:2016-09-28

    申请号:CN201610297056.7

    申请日:2016-05-06

    CPC classification number: G01M13/00

    Abstract: 本发明提供一种用于爆破阀性能试验验证台架系统,其包括入口水罐、出口水罐、电加热器、管道、阀门、电气系统、可装卸的试验段、热工仪表和数据采集系统。本发明提供的用于爆破阀性能试验验证台架系统,用于验证爆破阀功能设计的合理性和正确性、爆破阀的开启功能和阀门流通能力,采集所需相关数据,以完善工程设计,以及验证相关分析结果和改进分析模型等。

    一种核电站的反应堆冷却剂泵流量监测系统

    公开(公告)号:CN105741893A

    公开(公告)日:2016-07-06

    申请号:CN201610297482.0

    申请日:2016-05-06

    CPC classification number: G21C17/032

    Abstract: 本发明提供一种核电站的反应堆冷却剂泵流量监测系统,其包括:转速传感器;所述转速传感器设置在泵上,经配置用于测量泵的转速,并发送转速信号;压差传感器;所述压差传感器设置在泵的进口和出口;经配置用于测量泵的进口和出口的压力差,并发送压差信号;比较分析模块;所述比较分析模块经配置用以接受所述转速信号和压差信号,并通过所述转速信号和压差信号计算泵的流量。本实施例提供的核电站的反应堆冷却剂泵流量监测系统,通过实测信号推算出流量信号,并发出报警信号,为机组安全运行提供支持,具有响应快、准确和可靠性高的特点。

    核电站主蒸汽管道泄漏探测系统

    公开(公告)号:CN105185419A

    公开(公告)日:2015-12-23

    申请号:CN201510528052.0

    申请日:2015-08-25

    Abstract: 本发明提供了一种核电站主蒸汽管道泄漏探测系统,该系统与传统核电站中反应堆冷却剂环路和主蒸汽管道泄漏监测方法不同,采用红外热成像技术,利用红外探测器实时监测主蒸汽管道易泄漏部位,将主蒸汽管道表面红外辐射信号转化为电信号,经放大处理后转换成温度信号。本监测技术具有非接触的特点,并可以在主控制室内显示,便于操纵员监控。本发明在运行初期建立基础数据库,实时监测信号与基础数据库比较后,根据偏差发出报警信号,并能较准确的找出泄漏位置,从而提醒操纵员关注机组的运行状态,以便作出正确的判断。

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