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公开(公告)号：CN113551840A
公开(公告)日：2021-10-26
申请号：CN202110829139.7
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G01M3/00
Abstract: 本发明公开了基于光纤测温技术的阀门内漏监测系统及监测方法，本发明的系统包括温度场测量传感器和微型处理器；所述温度场测量传感器用于实时测量被测阀门的上游连接处和/或下游连接处的温度场并将测量的实时温度场数据上传给所述微型处理器；所述微型处理器将实时温度场数据与基准温度场数据进行对比分析，判断被测阀门是否存在泄漏。本发明采用温度场测量传感器测量阀门下游连接处以及系统与隔离阀门管路的分支连接处的温度场，通过固有的温度场变化间接诊断内漏情况，实现阀门内漏的有效监测且不受使用环境限制。
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公开(公告)号：CN113421673A
公开(公告)日：2021-09-21
申请号：CN202110696903.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/105 , G21C19/26
Abstract: 本发明涉及核反应堆的控制棒驱动机构技术领域，具体涉及一种用于核反应堆控制棒加速弹簧的拆解工具，吊装机构包括承托件、吊具，承托件与吊具转动连接，承托件的外周径大于固定于加速弹簧内筒体的内筒径，形成承托件被筒体挤压，转动进入、穿出筒体，并承托筒体端面的结构，吊具连接拉力机构。本发明利用承托件外周径、承托件与吊具的转动配合、承托件自身重力，对吊具施加拉力时承托件被卡持而承托在筒体端面，带动加速弹簧与偏心管座脱离。本发明结构简单，操作方便，实现加速弹簧安全高效地拆解，降低劳动强度，拆解过程不损伤周边密封面，并确保工具不会掉入堆芯内、及确保加速弹簧的法兰水平度。
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公开(公告)号：CN108346477A
公开(公告)日：2018-07-31
申请号：CN201810148811.4
申请日：2018-02-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了核级设备恶劣工况下性能评价的试验系统及其试验方法，包括汽源容器、试验容器，还包括连接在汽源容器和试验容器之间的过热容器，所述过热容器的输入端与汽源容器相连通，所述过热容器的输出端与试验容器相连通，所述过热容器与汽源容器之间、过热容器与试验容器之间均通过快开阀控制通断；所述汽源容器、过热容器内均设置加热元件；所述过热容器和试验容器的连接管路上设置加热装置。本发明解决了现有技术中试验设备难以满足三代核电机组在恶劣环境工况下的设备性能评价试验需求的问题，实现了完全覆盖三代核电标准下恶劣环境工况下设备性能评价试验要求的目的。
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公开(公告)号：CN113464711B
公开(公告)日：2023-10-20
申请号：CN202110829316.1
申请日：2021-07-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于振动测量技术的阀门内漏监测系统及方法，本发明系统包括管线振动传感器、阀门振动传感器和微型处理器；在安装于热工主系统的分支上或安装于热工主系统中的隔离阀门的上游和/或下游布置所述管线振动传感器；在所述隔离阀门的阀杆和阀体上布置所述阀门振动传感器；所述管线振动传感器和阀门振动传感器将检测到的振动信号上传给所述微型处理器进行处理，监测所述隔离阀门的内漏情况。本发明采用振动传感器测量阀门运动部件阀杆上以及阀体上的振动特性，结合前端微型处理器，输入完全截断后的典型振动特性，大数据对比分析泄漏情况，并根据振动特性的变化情况计算获得当前泄漏量，实现阀门内漏的有效监测。
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公开(公告)号：CN115496897B
公开(公告)日：2023-10-31
申请号：CN202211234136.X
申请日：2022-10-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种基于数字图像处理的去离子水固体杂质检测方法和系统，本发明通过对采集的图像进行预处理，然后根据去离子水中固体杂质的特点对目标对象进行特征提取，最后使用识别算法对去离子水中的固体杂质进行识别，完成去离子水中固体杂质的检测。本发明利用图像处理技术自动实现去离子水固体杂质的检测，检测速度快，提高了检查效率；同时无需进行人工识别，大大提高了检测准确性和可靠性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113421673B
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202110696903.8
申请日：2021-06-23
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/105 , G21C19/26
Abstract: 本发明涉及核反应堆的控制棒驱动机构技术领域，具体涉及一种用于核反应堆控制棒加速弹簧的拆解工具，吊装机构包括承托件、吊具，承托件与吊具转动连接，承托件的外周径大于固定于加速弹簧内筒体的内筒径，形成承托件被筒体挤压，转动进入、穿出筒体，并承托筒体端面的结构，吊具连接拉力机构。本发明利用承托件外周径、承托件与吊具的转动配合、承托件自身重力，对吊具施加拉力时承托件被卡持而承托在筒体端面，带动加速弹簧与偏心管座脱离。本发明结构简单，操作方便，实现加速弹簧安全高效地拆解，降低劳动强度，拆解过程不损伤周边密封面，并确保工具不会掉入堆芯内、及确保加速弹簧的法兰水平度。
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公开(公告)号：CN111692334B
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202010573044.9
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了压力容器液位测量系统及方法，测量系统包括压力容器、差压变送器和平衡罐，所述压力容器的下取压口与差压变送器的负压侧连接，压力容器的上取压口与平衡罐连接，所述平衡罐与差压变送器的正压侧连接，所述压力容器的内底部设置有电加热元件，所述压力容器的内部分为区域A和区域B，所述区域A为上部的饱和区域，所述区域B为下部的非饱和区域，所述区域A内布置一个温度传感器，所述区域B布置多个温度传感器，所述平衡罐与差压变送器之间的冷段引压管采用红外成像测温仪测温。本发明通过对压力容器内部进行分区进行密度补偿，解决了现有差压法液位测量导致测量不准确的问题。
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公开(公告)号：CN111692334A
公开(公告)日：2020-09-22
申请号：CN202010573044.9
申请日：2020-06-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了压力容器液位测量系统及方法，测量系统包括压力容器、差压变送器和平衡罐，所述压力容器的下取压口与差压变送器的负压侧连接，压力容器的上取压口与平衡罐连接，所述平衡罐与差压变送器的正压侧连接，所述压力容器的内底部设置有电加热元件，所述压力容器的内部分为区域A和区域B，所述区域A为上部的饱和区域，所述区域B为下部的非饱和区域，所述区域A内布置一个温度传感器，所述区域B布置多个温度传感器，所述平衡罐与差压变送器之间的冷段引压管采用红外成像测温仪测温。本发明通过对压力容器内部进行分区进行密度补偿，解决了现有差压法液位测量导致测量不准确的问题。
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公开(公告)号：CN108346477B
公开(公告)日：2020-04-28
申请号：CN201810148811.4
申请日：2018-02-13
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了核级设备恶劣工况下性能评价的试验系统及其试验方法，包括汽源容器、试验容器，还包括连接在汽源容器和试验容器之间的过热容器，所述过热容器的输入端与汽源容器相连通，所述过热容器的输出端与试验容器相连通，所述过热容器与汽源容器之间、过热容器与试验容器之间均通过快开阀控制通断；所述汽源容器、过热容器内均设置加热元件；所述过热容器和试验容器的连接管路上设置加热装置。本发明解决了现有技术中试验设备难以满足三代核电机组在恶劣环境工况下的设备性能评价试验需求的问题，实现了完全覆盖三代核电标准下恶劣环境工况下设备性能评价试验要求的目的。
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公开(公告)号：CN115470642B
公开(公告)日：2023-09-05
申请号：CN202211156793.7
申请日：2022-09-22
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20 , G06F17/11 , G06F119/04
Abstract: 本发明涉及电加热元件性能测试技术领域，具体涉及一种铠装电加热元件的加速寿命试验评估方法，包括以下步骤：基于氧化镁层和镍铬丝层的表面温度计算模型，计算正常工况下氧化镁层和镍铬丝层的基准温度；建立加速模型和计算活化能；基于氧化镁层和镍铬丝层的表面温度计算模型，计算试验工况下对应的氧化镁层和镍铬丝层的试验温度；根据氧化镁层和镍铬丝层的基准温度、活化能和氧化镁层和镍铬丝层的试验温度，计算铠装电加热元件各层材料对应的加速因子；对多根铠装电加热元件开展定数截尾加速寿命试验，根据材料对应的加速因子，计算各铠装电加热元件的等效寿命。本发明能够获得铠装电加热元件的等效寿命。
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