一种避免管系声共振的装置

    公开(公告)号:CN110925514B

    公开(公告)日:2022-05-10

    申请号:CN201911328696.X

    申请日:2019-12-20

    Abstract: 本发明公开了一种避免管系声共振的装置,包括振动传感器、采集处理控制设备、加热设备,所述振动传感器固定安装在主管道的表面,所述加热设备安装在支管道,所述振动传感器与采集处理控制设备之间为电连接,所述采集处理控制设备与加热设备之间为电连接。本发明中,通过在主管道上配置了振动传感器,通过振动传感器监测流体经主管道三通处由于漩涡脱落频率与支管声频耦合后振动放大的振动信号,并通过解热设备控制支管的流体温度改变声频率,从而避免声共振的发生;该装置从声共振耦合的机理出发,采用改变温度将主管道中漩涡脱落频率与支管声频解耦,消除了管道由于声共振引起的应力过大或者疲劳,提高了管系的安全性。

    一种核电站内具有碎片收集功能的围堰装置

    公开(公告)号:CN113851243A

    公开(公告)日:2021-12-28

    申请号:CN202111215632.6

    申请日:2021-10-19

    Abstract: 本发明公开了一种核电站内具有碎片收集功能的围堰装置,涉及核电站安全系统技术领域,包括:上部围板、固定孔和围堰框架,所述围堰框架的顶端固定连接有上部围板,所述围堰框架的底端均匀固定连接有孔间隔架,且相邻孔间隔架之间均匀固定连接有流动通道,所述围堰框架底部的两侧与一端皆均匀设置有固定孔,所述上部围板一端的顶部均匀固定连接有围板支架,且围板支架的一端均与流动通道顶部的一端固定连接。本发明通过在围堰框架的顶端固定连接有上部围板,上部围板为实体结构,在上部围板的作用下,使来流产生竖直方向的流动,使位于安全壳底部的碎片受到水流的压制,不会翻越围堰框架,避免碎片进入滤网和地坑。

    一种核电站的汽水转换型鼓泡器
    5.
    发明公开

    公开(公告)号:CN111821873A

    公开(公告)日:2020-10-27

    申请号:CN202010801260.4

    申请日:2020-08-11

    Abstract: 本发明公开了一种核电站的汽水转换型鼓泡器,包括依次连接的进水腔室(2)、收缩腔室(4)、混合腔室(5)、升压腔室(6)和鼓泡腔室(7),进汽管道(1)插入所述进水腔室(2)中,所述进汽管道(1)的出口连接缩放喷嘴(9)进口,所述缩放喷嘴(9)进口和出口之间略收缩,所述缩放喷嘴(9)出口设置在所述鼓泡器的收缩腔室(4)内。该发明利用汽液两相混合升压原理,蒸汽通过缩放喷嘴加速后,将周围的水吸入混合腔室完成冷凝过程,通过升压腔室进入鼓泡腔室,最后通过鼓泡腔室上的小孔降低流速后均匀的进入水箱,避免了蒸汽在水箱中凝结产生的压力振荡,同时增强了水的混合,提升了设备的安全性。

    一种核电站的隔振支架
    6.
    发明公开

    公开(公告)号:CN111396680A

    公开(公告)日:2020-07-10

    申请号:CN202010198036.0

    申请日:2020-03-19

    Abstract: 本发明公开了一种核电站的隔振支架,包括管道、管夹、支撑杆和底板,所述底板的下部设有隔振机构,所述隔振机构包括弹性装置和刚性装置,所述刚性装置包括限位器和两个连接件,每个所述连接件均固定连接有支撑件,且每个连接件的底端与支撑件之间均设有调节垫板,所述限位器的上端开设有销轴孔并插设有连接销轴,所述连接销轴的两端分别与对应的连接件固定相连。本发明结构精简,本装置上使用的功能部件可在不破坏原有支架的结构基础上额外加装,降低设计生产的成本,此外,本隔震支架不仅具有良好的隔震功能,在特殊工况下,还有具有刚性支撑作用,提高管道系统的安全系数。

    一种金属软管拉压刚度测量装置

    公开(公告)号:CN110686843A

    公开(公告)日:2020-01-14

    申请号:CN201811250347.6

    申请日:2018-10-25

    Abstract: 本发明提供一种金属软管拉压刚度测量装置,包括:套管;所述套管设有容腔;所述容腔用于容置待测金属软管;顶压装置;所述顶压装置与所述套管的一端连接;所述顶压装置可在外力的驱动下靠近或远离所述套管,所述顶压装置靠近或远离所述套管时,可向所述套管施加压力或拉力,使所述套管内的待测金属软管受到压力或拉力;传动装置;所述传动装置将外力和所述顶压装置传动连接地设置;外力通过所述传动装置驱动所述顶压装置靠近或远离所述套管。本发明提供一种金属软管拉压刚度测量装置,可用于测量金属软管的拉压特性,结构简单,使用方便。

    一种大口径双接管座整块锻造式主管道热段结构

    公开(公告)号:CN108648838A

    公开(公告)日:2018-10-12

    申请号:CN201810757980.8

    申请日:2018-07-11

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/02

    Abstract: 本发明的目的在于公开一种大口径双接管座整块锻造式主管道热段结构,它包括主管道热段本体、波动管接管座和ADS(自动泄压系统)接管座组成,波动管接管座和ADS接管座整块锻造并与主管道热段本体一体化锻造而成,波动管接管座和ADS接管座分别设置在主管道热段本体的长直段上;与现有技术相比,通过波动管接管座、ADS接管座和主管道热段本体一体化锻造,减少焊缝数量,降低焊接工期,大大减少高放区在役检查工作量,减低波动管热分层应力,满足ADS接管在事故下的蒸汽排放功能需求,满足ASME NB-3683.8接管座开孔位置要求,减少锻造接管座钢锭用量,减少锻造火次,减少主管道制造机加工量,提高管嘴处晶粒度,降低制造难度,降低主管道制造成本,实现本发明的目的。

    碎片迁移模拟装置及方法
    9.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115631875A

    公开(公告)日:2023-01-20

    申请号:CN202211332866.3

    申请日:2022-10-28

    Abstract: 本申请提供一种碎片迁移模拟装置及方法,用于模拟固体碎片在流体回路中随流体迁移的特性,该装置包括:流体供应单元、碎片投送单元、障碍模拟单元、碎片沉降单元及数据采集单元。本发明对压水堆核电厂严重事故工况下安全壳内碎片的流动迁移进行模拟研究,深入研究碎片的流动迁移规律,得到碎片在不同驱动力、不同颗粒参数、不同流动路径等条件下的沉降、翻转、翻越障碍物、悬浮等迁移特性,形成碎片迁移行为数据库。碎片迁移行为研究为先进压水堆中碎片下游系统设计及改进提供技术依据,提升压水堆核电厂过滤系统设计的安全性。

    一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法

    公开(公告)号:CN115376710A

    公开(公告)日:2022-11-22

    申请号:CN202211137180.9

    申请日:2022-09-19

    Abstract: 本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法,包括:气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元;气体供应单元包括多个级联的承压容器,每个承压容器的顶端与排气管线连通,排气管线末端设有喷嘴;测量单元包括传感器和处理器,传感器安装在承压容器内和排气管线上;夹具单元夹持待测材料;可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录;碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片;研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响,解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

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