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公开(公告)号：CN113867237A
公开(公告)日：2021-12-31
申请号：CN202111328776.2
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B19/042
Abstract: 为解决现有的电动闸阀采用堵转电流进行电动闸阀的“关死”操作影响电动闸阀的线圈使用寿命的技术问题，本发明实施例提供一种电动闸阀的控制方法、控制系统及存储介质，包括：S1.实时采集电动闸阀的位置指示器关到位信号以及电动闸阀供电回路的电流信号；S2.若采集到所述电动闸阀的位置指示器关到位信号，则判断所述电流信号是否位于电动闸阀关到位后对应的电流区间内，若是，则发送电动闸阀断电信号以控制电动闸阀断电；若否，则返回S1。本发明实施例通过在采集到电动闸阀的位置指示器关到位信号后，判断电流信号是否位于对应的电流区间内来控制电动闸阀，避免了堵转电流对电动闸阀的线圈使用寿命的影响。
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公开(公告)号：CN110838376A
公开(公告)日：2020-02-25
申请号：CN201911149022.3
申请日：2019-11-21
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种模拟自然循环反应堆二回路系统的实验装置，包括蒸汽发生器模拟体、冷凝器模拟体和给水箱模拟体；所述蒸汽发生器模拟体的蒸汽输出端连接有若干蒸汽分支管线，蒸汽分支管线汇合至蒸汽主管线，蒸汽主管线连接至冷凝器模拟体，冷凝器模拟体通过冷凝回路连接至给水箱模拟体，给水箱模拟体连接有凝水主管线，凝水主管线与若干凝水分支管线连通，凝水分支管线连接至蒸汽发生器模拟体，所述凝水主管线上设置主循环泵。本发明能够实现对反应堆自然循环工况下二回路系统的模拟，用于自然循环反应堆二回路运行特性及参数控制技术研究，以验证设计的合理性和可行性，为先进压水堆反应堆的设计提供必要的数据和技术支撑。
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公开(公告)号：CN110422276A
公开(公告)日：2019-11-08
申请号：CN201910724266.3
申请日：2019-08-07
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: B63B9/02
Abstract: 本发明公开了运动条件下海水环境模拟装置及模拟方法，所述境模拟装置包括海水环境模拟箱、换热器、储水箱、循环泵、流量调节阀，所述海水环境模拟箱、换热器通过管道连接形成第一循环回路，所述海水环境模拟箱、换热器设置在运动平台上，所述海水环境模拟箱、储水箱、循环泵、流量调节阀通过管道依次连接形成第二循环回路，所述储水箱配合设置有中间换热器，所述储水箱和循环泵设置在钢平台上。本发明能够对海水环境进行准确模拟，实现对船用堆非能动余热排出系统实际运行情况的模拟，能够用于开展运动条件下反应堆非能动余热排出实验。
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公开(公告)号：CN109489954A
公开(公告)日：2019-03-19
申请号：CN201811467011.5
申请日：2018-12-03
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M13/00
CPC classification number: G01M13/00
Abstract: 本发明公开了一种压水堆反应堆堆芯吊篮压紧弹簧松弛试验方法，包括以下步骤：1)、模拟压紧弹簧不同松弛状态：通过改变压紧弹簧的结构，加工不同刚度的压紧弹簧，从而模拟不同的松弛状态；2)、测量堆芯吊篮模态：在堆芯吊篮上装水下加速度计，在压力容器外部设置便携式数据采集仪，所述便携式数据采集仪用于采集水下加速度计的响应，计算获得振幅、一阶梁式频率和二阶壳式频率；3)、建立压紧弹簧不同松弛程度与堆芯吊篮的一阶梁式频率和二阶壳式频率的对应关系：分别测量压力容器内安装不同刚度的压紧弹簧时，堆芯吊篮的一阶梁式频率和二阶壳式频率。本发明解决了现有吊篮检测方法能估计出压紧弹簧松弛状态的问题。
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公开(公告)号：CN104934082B
公开(公告)日：2017-03-08
申请号：CN201510331939.0
申请日：2015-06-16
Applicant: 中国核动力研究设计院
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明公开了一种温压可控的海洋热工环境模拟系统，包括海水模拟容器，与海水模拟容器管道连接的气体稳压器，所述海水模拟容器与气体稳压器之间的管道上设置有隔离阀，所述海水模拟容器和气体稳压器分别还设置有补排水阀，所述海水模拟容器内还设置有加热功率可调的加热器、换热功率可调的换热器、测温组件、测压组件和液位计；所述海水模拟容器、气体稳压器及管道外壁均敷设有保温层。本发明解决了陆基条件下热工实验装置中海水热工环境模拟的难题，通过该系统的调节，可以快速稳定地建立海洋热工环境，且具有设备组成简单、操控简便、性能稳定等特点。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN105910843A
公开(公告)日：2016-08-31
申请号：CN201610524433.6
申请日：2016-07-06
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M99/00
CPC classification number: G01M99/002
Abstract: 本发明公布了一种热工综合试验装置的热损失测试方法，包括以下步骤：a、确定热损失测试工况，b、建立热损失测试工况，c、阻断二回路系统、余热排出系统、冷源模拟系统的冷源，d、开展热损失测试，e、判断热平衡状态，本发明所述热损失测试思方法简单可靠，热工综合试验装置的热损失功率为热平衡状态下的主热源模拟器、次热源模拟器的热源功率之和，本发明所述热损失测试方法不依赖低流速流量测量精确度、对温度测量精确度要求不高、不需要进行复杂数据处理，没有累计误差，即可获得高精确度、高可靠性的热损失测试功率。
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公开(公告)号：CN115662665B
公开(公告)日：2024-01-30
申请号：CN202211103223.1
申请日：2022-09-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/07
Abstract: 本发明公开了一种压水核反应堆承压容器泄漏监测方法及系统；针对核反应堆压力容器顶盖和稳压器上、下封头等易泄漏区间，通过非均匀布置声发射传感器测点并对获得的声信号进行综合分析判别的泄漏监测，基于泄漏定位精度需求的自适应定位网格划分方法与声信号特征值计算进行泄漏源定位，以及泄漏源处总体声信号强度水平计算的泄漏率估算方法实现核反应堆压力容器和稳压器易泄漏区间的泄漏监测与定位定量，填补了核反应堆承压容器高标准的定位定量泄漏监测的技术空白，为核反应堆一回路压力边界完整性的定位定量监测奠定了技术能力基础。(56)对比文件蒋兆翔 等“.核反应堆压力设备环形密封面泄漏监测与分析诊断研究”《.计算机测量与控制》.2021,全文.张雷 等.““华龙一号”主蒸汽管道局部泄漏监测系统设计”《.核科学与工程》.2021,全文.Pan, SS et al..“Research on Detectionand Location of Fluid-Filled PipelineLeakage Based on Acoustic EmissionTechnology”《.SENSORS》.全文.Goran Vukelic et al..“Failureanalysis of a ruptured compressorpressure vessel”《.Failure analysis of aruptured compressor pressure vessel》.2021,全文.
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公开(公告)号：CN116201951A
公开(公告)日：2023-06-02
申请号：CN202211445231.4
申请日：2022-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16K37/00
Abstract: 本发明公开了一种电动阀门阀位指示方法及阀位指示系统，包括判断电动阀门的当前状态以执行开阀动作或关阀动作；开阀到位的判断方法包括通过实时拔插力信号和标准拔插力模型判断阀门是否完成开阀动作；通过时间数据信号和标准开阀时间模型判断阀门是否开启到位；关阀到位的判断方法包括通过实时拔插力信号和标准拔插力模型判断阀门是否完成关阀动作；本发明通过实时拔插力和标准拔插力模型的匹配情况来判断电动阀门的动作情况，从而确定阀门是否故障；通过时间数据信号和标准开阀时间模型的匹配情况来判断阀门的开阀到位情况，从而如果在环境和使用情况发生改变时，可以通过修正模型来避免出现判断精度不佳的问题。
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公开(公告)号：CN116066624A
公开(公告)日：2023-05-05
申请号：CN202211239603.8
申请日：2022-10-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: F16K37/00
Abstract: 本发明公开了一种基于干簧管的阀门位置指示器、控制方法及控制系统，包括前置磁控模块和后置控制模块，前置磁控模块安装在阀体上，后置控制模块通过导线与前置磁控模块电连接；前置磁控模块包括干簧管电路单元，干簧管电路单元的电压端接电源，第一信号输出端和第二信号输出端通过I/O端子与控制器电连接；本发明通过将前置磁控模块和后置控制模块分开，并将前置磁控模块安装在高温的阀门处，将后置控制模块安装在远离阀体的位置，从而可以避免高温环境对后置控制模块内的控制器造成损伤；设置n个干簧管电源电源并通过n个继电器对其进行控制，使得控制器始终接收处于非故障状态的干簧管电路单元的输出信号。
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公开(公告)号：CN115527697A
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN202211136075.3
申请日：2022-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种连续模拟堆芯补水箱关键物理现象瞬态特性的实验系统及方法，包括稳压器和堆芯补水箱模拟体；所述稳压器的底部通过连接管线与堆芯补水箱模拟体的顶部相连通；所述稳压器内安装有电加热元件；所述连接管线上安装有平衡阀；所述堆芯补水箱模拟体的底部连接有排水管线，排水管线上安装有节流孔板和快开阀。本发明的实验系统，能够连续依次模拟CMT关键物理现象高温高压冷热水混合、高温高压饱和蒸汽‑水直接接触冷凝和蒸汽壁面冷凝现象的瞬态特性，同时具备研究不同初始压力、初始水温和初始排水量对CMT关键物理现象影响的功能，具有灵活方便，经济高效，功能齐全的特点。
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