一种核电厂主控室内漏率测试模拟试验装置及方法

    公开(公告)号:CN111681793B

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202010289513.4

    申请日:2020-04-14

    IPC分类号: G21D3/06 G01M3/20 G01M3/26

    摘要: 本发明属于核电厂试验技术领域,具体涉及一种核电厂主控室内漏率测试模拟试验装置及方法。包括由内至外依次嵌套设置并能够各自调整气密性的模拟主控室(1)、模拟主控室外罩(2)、试验室(3),还包括为模拟主控室(1)和模拟主控室外罩(2)注入示踪气体和压缩空气的正压与示踪气体注入子系统,以及对模拟主控室(1)和模拟主控室外罩(2)进行气密性试验的仪表子系统和数据采集处理装置(21)。本发明通过对不同测试方法得出的测试结果进行对比分析以确定试验方法的正确性和准确性;还可以通过对正压值进行调整,从而推算出正压值与内漏率之间的关系,为系统和功能的设计者提出合适的正压推荐值。

    一种核电站重要可居留区密封性测试与评价方法

    公开(公告)号:CN114354078B

    公开(公告)日:2023-10-20

    申请号:CN202111411470.3

    申请日:2021-11-25

    摘要: 本发明属于核设施重要可居留区可居留性测试与评价技术领域,具体涉及一种核电站重要可居留区密封性测试与评价方法,包括如下步骤:步骤S1,重要可居留区的边界密封性测试;步骤S2,重要可居留区的区域密封性测试及评价;步骤S2包括:步骤S2.1,在重要可居留区布置示踪气体的取样点;步骤S2.2,使用示踪气体法测量重要可居留区的自由容积及评价;步骤S2.3,采用浓度衰减法进行重要可居留区的区域密封性测试及评价;步骤S2.4,采用恒流量注入法进行重要可居留区的区域密封性测试及评价。本发明涵盖了重要可居留区边界密封性测试和区域密封性测试与评价所需的设备研发、测点布置、方法应用等一套完整的技术体系,可直接进行工程应用。

    核电厂双层安全壳外壳泄漏率测试装置和方法

    公开(公告)号:CN116246806A

    公开(公告)日:2023-06-09

    申请号:CN202211093328.3

    申请日:2022-09-08

    IPC分类号: G21C17/00

    摘要: 本发明涉及一种核电厂双层安全壳外壳泄漏率测试装置和方法,该装置包括设置在安全壳环形空间的若干压力变送器,以及设置在安全壳外的大气环境压力变送器,环形空间压力变送器与大气环境压力变送器分别连接差压变送器,所述差压变送器通过风机变频器与对应的风机连接,风机通过风管与安全壳环形空间连接,通过风机变频器输出频率的改变调整风机流量,实现安全壳环形空间压力控制;在所述风管内设有多功能探头,所述多功能探头由步进装置带动在风管内移动,对风管内的气流参数进行测量。本发明能够在环境条件不断变化的情况下,维持环形空间的压力基本不变,实现核电厂双层安全壳外壳泄漏率的测试。

    一种调平装置、系统及方法

    公开(公告)号:CN113799080B

    公开(公告)日:2022-11-29

    申请号:CN202110925974.0

    申请日:2021-08-12

    IPC分类号: B25H1/18 B23K37/04

    摘要: 本发明提供一种调平装置、系统及方法,装置包括:固定台、移动台和工作台。固定台顶面沿X方向的两端部具有第一倾斜面或凹弧面,第一倾斜面或凹弧面沿X方向的远端相对其近端倾斜向上;移动台底部沿水平面X方向的两端分别与相应第一倾斜面或凹弧面抵接且能够在其上上下移动,以调节工作台顶面沿X方向的水平度;移动台的顶面沿Y方向的两端部具有第二倾斜面或凹弧面,第二倾斜面或凹弧面沿Y方向的远端相对其近端倾斜向上;工作台底部沿水平面Y方向的两端分别与相应的第二倾斜面或凹弧面抵接且能够在其上上下移动,以调节工作平顶面沿Y方向的水平度。本发明具有结构简单、调整精度高且适宜恶劣工况环境等优点。

    一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法

    公开(公告)号:CN113140340B

    公开(公告)日:2022-07-26

    申请号:CN202110312538.6

    申请日:2021-03-24

    IPC分类号: G21C17/003 G21C17/00

    摘要: 本发明涉及核电设计领域,尤其涉及一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法。所述先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法,包括以下步骤:步骤S1:安全壳边界贯穿件及工艺管线梳理;步骤S2:安全壳整体性实现先决条件设计;步骤S3:基于安全壳功能要求的试验项目设计;步骤S4:安全壳整体性的压力阶梯设计以及升降压速率设计;步骤S5:形成先进压水堆核电机组安全壳整体性试验方案设计。本发明最大程度上保证了试验的安全性和可实施性,同时对提高核电厂的可利用率有很大的积极作用。

    压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法

    公开(公告)号:CN113177287A

    公开(公告)日:2021-07-27

    申请号:CN202110267660.6

    申请日:2021-03-12

    IPC分类号: G06F30/20 G21D3/06

    摘要: 本发明涉及一种压水堆核电厂事故后中长期排热厂用水系统调试设计方法,包括:对安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统的功能和系统配置进行解析,确定系统调试试验的主要部件;进行系统调试大纲初步试验阶段设计;进行系统调试大纲功能试验阶段设计;进行系统调试大纲试验顺序设计。本发明能够验证安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲的正确性和与设计的符合性,从而确保调试工作的安全性、高效性以及有序性。由此得到的先进压水堆核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲的设计方法,可对后续同型机组的安全壳及乏燃料水池事故后中长期排热厂用水系统调试大纲提供设计经验。

    一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法

    公开(公告)号:CN113140340A

    公开(公告)日:2021-07-20

    申请号:CN202110312538.6

    申请日:2021-03-24

    IPC分类号: G21C17/003 G21C17/00

    摘要: 本发明涉及核电设计领域,尤其涉及一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法。所述先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法,包括以下步骤:步骤S1:安全壳边界贯穿件及工艺管线梳理;步骤S2:安全壳整体性实现先决条件设计;步骤S3:基于安全壳功能要求的试验项目设计;步骤S4:安全壳整体性的压力阶梯设计以及升降压速率设计;步骤S5:形成先进压水堆核电机组安全壳整体性试验方案设计。本发明最大程度上保证了试验的安全性和可实施性,同时对提高核电厂的可利用率有很大的积极作用。