一种适用于海上浮动核电站的维修保障基地及实现方法

    公开(公告)号:CN104810070B

    公开(公告)日:2017-05-03

    申请号:CN201510192884.X

    申请日:2015-04-22

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公布了一种适用于海上浮动核电站的维修保障基地及实现方法,包括浮动平台、通过锚链固定在海床上,在浮动平台上设置有动力定位系统,两个浮动平台的顶部通过高位平台连接,高位平台与两个浮动平台之间构成通道,该通道的一端封闭,另一端设置有一个活动的封闭隔板,在浮动平台的底部设置有可以滑动的底部隔板,两个底部隔板伸出后拼合成整体。本发明尽可能的压缩常规能源的使用时间,将浮动电站的维修保障基地平台靠近平台布置,节省了浮动电站换料和大修的时间,能在相对较短的时间完成浮动核电站的大修和换料,提高了浮动核电站的核能的利用率和经济性。

    小直径管形结构用可锁紧式快装密封结构

    公开(公告)号:CN105605347A

    公开(公告)日:2016-05-25

    申请号:CN201610198570.5

    申请日:2016-04-01

    CPC classification number: F16L19/0218

    Abstract: 本发明公开了一种小直径管形结构用可锁紧式快装密封结构,该密封结构用于接管与压力容器或压力管道连接点处管座的静密封,所述密封结构包括分离半环、密封环、空心螺栓;所述分离半环至少有两块,接管深入管座的一侧设置有环形槽;所述空心螺栓上设置有用于接管穿过的通孔,所述通孔的轴线与空心螺栓的轴线共线,通孔与接管呈间隙配合关系;所述密封环套设于接管上,且密封环位于空心螺栓与分离半环之间,空心螺栓在深入管座的过程中,可使密封环被挤压变形。本密封结构结构简单、安装方便、密封可靠性高、易于推广。

    压水型核反应堆十字形柱式全行程连续导向件

    公开(公告)号:CN102543225B

    公开(公告)日:2014-08-06

    申请号:CN201010585713.0

    申请日:2010-12-14

    CPC classification number: Y02E30/39

    Abstract: 本发明属于压水型核反应堆堆内构件,具体涉及为反应堆控制棒组件提供导向的一种压水型核反应堆十字形柱式全行程连续导向件。本发明的导向件在控制控制棒行程与控制棒直径之比和冷却剂横向流速的条件下,取消了定位、支承过渡件、周向定位件及它们的连接件,将导向件直接与反应堆固定导向件的构件连接,解决了堆芯布置紧凑时设置导向组件困难的难题,极大地简化了结构,为压水型、堆芯布置紧凑的核反应堆提供了一种具有共用性、互换性、结构极为简化、经济性好、使用安全可靠的十字形柱式全行程连续导向件。

    一种非能动安全壳喷淋-淹没冷却系统

    公开(公告)号:CN103489489A

    公开(公告)日:2014-01-01

    申请号:CN201210193856.6

    申请日:2012-06-13

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明属于一种核反应堆专设安全系统,具体涉及一种非能动安全壳冷却系统。它包括钢筋混凝土屏蔽厂房,钢筋混凝土屏蔽厂房内设有安全壳,安全壳与钢筋混凝土屏蔽厂房之间通过钢—砼复合结构固定在一起,钢筋混凝土屏蔽厂房与钢—砼复合结构之间形成水密封环形空间,安全壳的上方设有非能动安全壳喷淋装置。本发明的优点是,反应堆失水事故或主蒸汽管道破裂事故叠加全厂断电等多重极端事故时能以非能动方式实现安全壳短期及长期冷却。安全壳与屏蔽厂房之间的环形空间为水密封结构,可收集喷淋残余水。

    吊篮下挂分体式一体化压水堆

    公开(公告)号:CN103474104A

    公开(公告)日:2013-12-25

    申请号:CN201210186437.X

    申请日:2012-06-08

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及核电一体化反应堆技术领域,具体公开了一种吊篮下挂分体式一体化压水堆。它包括压力容器筒体,其上设有压力容器顶盖,侧面与主冷却剂泵连接,其内部设有吊篮组件、吊篮组件上方为压紧组件,所述吊篮组件内设有燃料组件,吊篮组件下方设有流量分流罩,压紧组件内为导向组件,压紧组件上方为固定在压力容器顶盖上的控制棒驱动机构,该控制棒驱动机构固定在压力容器顶盖上。压力容器侧壁的整体双流孔,使得主泵与压力容器的冷却剂进出口结构简化,便于压力容器焊缝的在役检查。下挂式吊篮结构,安装在压力容器筒体的中下部,轴向尺寸大大减少,压紧组件的轴向尺寸也相应减少,整个结构得到简化,可靠性增加,安装拆卸方便。

    一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件

    公开(公告)号:CN115132382B

    公开(公告)日:2024-01-26

    申请号:CN202210799492.X

    申请日:2022-07-08

    Abstract: 本发明属于应用于核电站的核反应堆结构设计技术领域,具体设计采用了一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件,上部压紧结构采用分体式之后,可以实现对堆内构件的下部控制棒导向组件的快速拆卸和更换,大大简化了更换下部控制棒导向组件的步骤,降低了更换难度,缩短了更换时间。该反应堆堆内构件将环形压紧弹簧安装在分流隔板上,环形压紧弹簧既能轴向压紧堆内构件,在环形压紧弹簧受压变形后,上下端面形成了密封面,又能将反应堆入口冷却剂和反应堆出口冷却剂进行分隔,不需要单独设置密封环进行冷却剂的分隔,省去了更换密封环的操作,简化了堆内构件的结构组成。(56)对比文件张宏亮;罗英;李翔;范恒;刘晓;周禹.CSR1000结构总体设计方案.核动力工程.2013,(第01期),全文.康健.改进型百万千瓦级核电站核岛主设备――堆内构件.装备机械.2010,(第04期),全文.

    一种基于核电材料数据库低代码自适应构建系统及方法

    公开(公告)号:CN115951872A

    公开(公告)日:2023-04-11

    申请号:CN202210521761.6

    申请日:2022-05-13

    Abstract: 本发明公开了一种基于核电材料数据库低代码自适应构建系统及方法,领域建模模块:将核电材料数据进行抽象组织,确定核电材料数据库所需管辖的范围;定义实体模块:通过拖拉拽的方式,将不同核电材料的数据类型的业务控件组织成一个数据库实体,定义实体;建立实体模块:通过对历史数据的分析,将该数据所在的相邻领域模型建立联系;可视化开发模块:系统提供了交互性界面,并通过拖拉拽的方式自定义可编辑模板;编写表达式:对于建立的实体模板中根据数据种类以及系统内的函数,匹配数据所对应的表达式;版本控制模板:用于记录各个模块的改动历程。极大的增加了系统的开发效率和降低了业务人员的沟通成本,同时还能够够兼顾到快速响应需求。

    一种堆内构件整体式导向筒的成形方法

    公开(公告)号:CN108962412B

    公开(公告)日:2021-03-26

    申请号:CN201810842972.3

    申请日:2018-07-27

    Abstract: 本发明公开了一种堆内构件整体式导向筒的成形方法,包括以下步骤:1)选择激光熔化增材制造的导向筒以及镀铬层的原材料;2)根据导向筒的尺寸进行增材制造程序编写;3)对增材用基板进行表面处理;4)以激光为热源,通过送粉熔融方法将增材原料逐层熔融堆积在基板上,以实现整体式导向筒以及导向槽壁上的镀铬层的成型;5)对成型的导向筒进行固溶热处理;6)对导向筒进行尺寸稳定化处理;7)对导向筒进行液体渗透检验;8)对导向筒进行超声波检验。本发明基于激光熔化增材制造技术,取消了导向筒的所有加工工艺和表面处理工艺,提高了成形质量和表面处理质量,导向槽的数量和尺寸可以进行调整变化,制造周期大幅度缩短。

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