核电厂管道缺陷处理装置

    公开(公告)号:CN209543935U

    公开(公告)日:2019-10-25

    申请号:CN201920199262.3

    申请日:2019-02-15

    IPC分类号: G21C17/017

    摘要: 本实用新型公开了一种核电厂管道缺陷处理装置,其包括:容器本体,套设在具有缺陷的管道外部,两端与具有缺陷的管道的外壁焊接固定,将管道上的缺陷部位密封在容器本体内,容器本体与具有缺陷的管道焊接连接后形成有空腔,容器本体上还开设有打压试验用通孔,打压试验完成后,将打压试验用通孔进行密封,以保证空腔的密闭性能。相对于现有技术,本实用新型核电厂管道缺陷处理装置结构紧凑,安装和维护简便,可以根据核电厂高能核级管道的不同规格,提前准备预制件,并可快速解决核电厂管道中使用常规方法难以快速维修的缺陷。

    核电站贯穿件装置
    4.
    实用新型

    公开(公告)号:CN209369062U

    公开(公告)日:2019-09-10

    申请号:CN201821796014.9

    申请日:2018-10-31

    IPC分类号: E04B1/66 F16L5/02

    摘要: 本实用新型公开了一种核电站贯穿件装置,包括:套筒,固定设置在混凝土墙体内,两端位于混凝土墙体的外部,其内设置有第一管道;封头,设置有管嘴,外围与套筒的一端焊接固定,管嘴位置的一侧与第一管道焊接连接,管嘴位置的另一侧与第二管道焊接连接,且第一管道、封头和第二管道焊接固定后相互连通;肋板,焊接在套筒的外壁上,且嵌固在混凝土墙体内;至少一个高导热性套箍,其导热性能高于套筒和封头,套接在混凝土墙体外部的套筒和/或封头上;以及传热导线,其导热性能高于套筒和封头,一端与高导热性套箍连接,另一端接入温度低且热容高的热量吸收体中。

    用于核电厂核一级碳钢管道的断裂分析方法

    公开(公告)号:CN118862553A

    公开(公告)日:2024-10-29

    申请号:CN202410868286.9

    申请日:2024-06-28

    摘要: 本发明公开了用于核电厂核一级碳钢管道的断裂分析方法,包括:确定核一级碳钢管道中需进行断裂分析的焊缝位置;接收假设的在焊缝位置处的裂纹参数;根据需考虑的各工况和裂纹参数,计算各工况下裂纹的应力强度因子;根据裂纹参数和各工况下裂纹的应力强度因子,对裂纹进行扩展计算,得到扩展后的裂纹尺寸;确定裂纹评定曲线;根据扩展后的裂纹尺寸和指定工况,计算指定工况下扩展后的裂纹的应力强度因子,将求得的应力强度因子与焊缝位置处材料的断裂韧性之比作为评定点的纵坐标;以焊缝位置处的载荷参量作为评定点的横坐标;根据评定点在裂纹评定曲线中的位置来确定裂纹的安全性。本发明填补了相关技术中没有关于核一级碳钢管道断裂分析的空白。