核电站用阀
核电站用阀的相关文献在2004年到2022年内共计71篇,主要集中在机械、仪表工业、金属学与金属工艺、一般工业技术
等领域,其中期刊论文70篇、专利文献325766篇;相关期刊1种,包括阀门等;
核电站用阀的相关文献由158位作者贡献,包括李洪武、蒋晓红、汝强等。
核电站用阀—发文量
专利文献>
论文:325766篇
占比:99.98%
总计:325836篇
核电站用阀
-研究学者
- 李洪武
- 蒋晓红
- 汝强
- 杨建松
- 柳宏宇
- 孙佳丽
- 官梦凡
- 张卫
- 曹晓宁
- 李军业
- 李晓钟
- 李毅
- 杨理烽
- 王宇翔
- 王悦琴
- 肖箭
- 薛卫光
- 谭怀锋
- 谭术洋
- 邹其军
- 陈天敏
- 陈志辉
- 马高诚
- 黎生明
- 严海德
- 乐秀辉
- 于海波
- 何劼
- 何子昂
- 刘世辉
- 刘平
- 刘立志
- 刘金梁
- 包堂堂
- 包恩达
- 卢强
- 吕溢
- 吴广坤
- 吴昊
- 吴辉
- 周宁
- 周强强
- 周犊
- 唐政
- 唐樟容
- 唐瑞
- 姜华
- 姜圣翰
- 姜松志
- 孔令杰
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王晓峰
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摘要:
介绍了核电再热阀组的应用工况、运行参数及其使用要求,分析了阀门的结构特点、运行过程及驱动方式.核电再热阀组是安装在从汽水分离器(MSR)出口至中压缸或低压缸入口之间的再热管道上的阀门,其主要作用是参与汽轮机负荷调节及在系统紧急情况下快速关闭以防止汽轮机超速.目前,该类型阀门已应用到工程项目中.
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李洪武;
蒋晓红;
高学生;
孔令杰
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摘要:
介绍了三代机组对核岛部分阀门含固体颗粒介质试验的规定要求和测试过程及其验收准则,分析了多级小孔式调节阀在小开度情形下固体颗粒杂质对阀门流量特性的影响,给出了试验回路的优化设计、电气控制方法并建立了试验装置,得出的相关试验数据,有助于核电站调节阀在固体颗粒杂质条件下的选型及设计.
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李耀武;
李国栋;
段春辉;
韩冰;
苏舒;
谭鑫;
彭宇;
王晓童;
阳春芬
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摘要:
以核电站DN150闸阀为研究对象,针对该阀门在5s的快关过程中,特定开度下的阀门内部流动特性,利用CFD动网格技术开展闸阀瞬态关闭过程数值模拟研究,得出了闸阀内部流动的压力、速度、涡量等分布,为闸阀的内部结构设计优化及关闭速度优化改进提供理论依据.
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徐咏斌;
杨理烽;
孙佳丽;
汝强
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摘要:
通过对快速隔离阀结构的分析,确定了能够满足安装空间需求的阀门缩径尺寸的计算方法.在此前提下,分析了影响阀门流通能力的设计因素,并设计了不同的内腔结构型式阀体,比较和分析其流通能力,最终按流通能力确定了相应的阀体内腔结构.
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张威
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摘要:
在核电行业发展的基础上,对核电阀门研究现状以及市场需求进行综述,从核电阀门的技术标准与规范、设计水平与制造设备和自动化控制水平与能力等技术问题进行分析,并对核电阀门未来研究方向和前景进行展望.
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祁崇可;
殷宇
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摘要:
运用分段节流型面的设计方法,实现了核级主给水控制阀高可调比的“等百分比-线性”流量特性.建立并证明了高阀阻比系数S值可以增强流通能力,改善流量特性和提高可调比等调节性能.基于数值模拟计算方法,分析并优化了核级主给水控制阀流道结构.通过开展样机试制和流量试验,验证了流道设计方法和优化方案的正确性.该研究成果具有其普适性,可为其他控制阀的应用起到指导作用.
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李玉环;
张鸿泉;
周犊
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摘要:
核电站安全壳的贯穿件阀门同时为第2、第3道屏障的一部分,阀门检修时除了考虑阀门本身的密封性试验外,还需要进行贯穿件密封试验.简述了贯穿件阀门和核级阀门的密封性试验基本情况,对比分析了两类密封试验的泄漏率的确定方法及泄漏率,比较了两类密封试验泄漏率的标准,为确保阀门密封性满足核电运行规范的前提下,减少不必要维修工作.
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蒋晓红;
杨建松;
张蒙;
吕溢
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摘要:
核电站主给水气动调节阀作为主给水系统的重要阀门,是核电机组的关键设备之一.介绍了主给水气动调节阀的技术要求,结合阀门的功能要求,解决了高压差、高调节精度、高稳定性、高使用寿命等设计难点,并通过试验验证了产品设计的合理性,为气动调节阀的设计及试验验证提供了思路和经验.
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薛卫光;
李栋梁;
朱京梅;
曲昌明
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摘要:
核电站安全壳隔离用闸阀在定期检验时,其中需要检验阀门的密封性能.传统的试验方法是在阀门的一侧加压,另一侧测量,该方法的优点是其加压方式相同于阀门工况中的受压状态,缺点是其操作时间长,检测过程所受辐照剂量大.根据安全壳隔离阀的特点,研究了核电站用闸阀密封试验采用中腔加压方式的可行性,分析了目前国内阀门行业采用中腔加压方式存在的问题并给出了解决方法.
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- 阿海珐有限公司
- 公开公告日期:2015.08.26
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摘要:
本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置,该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10'),泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气,该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16),该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动,随后在节流机构(72)处被膨胀减压,随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16),最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留,本发明规定,通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80),该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度,该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C,优选高20°C~50°C。
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- 阿海珐NP有限公司
- 公开公告日期:2013-05-01
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摘要:
本发明涉及用于核电站(2)减压的方法和相应装置,该核电站包括封罩放射性载体的安全壳(4)和用于泄压流的出口(10,10'),泄压流通过配设有过滤系统的泄流管道(12,12')从安全壳(4)被导入大气,该过滤系统包括具有过滤室入口(124)、过滤室出口(128)和位于其间的吸附过滤器(18)的过滤室(16),该泄压流首先在高压部段(70)中导向流动,随后在节流机构(72)处被膨胀减压,随后至少部分被导送经过带有吸附过滤器(18)的过滤室(16),最后被吹出到大气中。为了能实现对泄压流所含放射性载体的很高效的有效截留,本发明规定,通过该节流机构(72)被减压的泄压流就在其即将进入过滤室(16)之前被引导经过过热部段(80),该泄压流在过热部段中通过来自在高压部段(70)内的尚未减压的泄压流的直接传热或间接传热被加热到这样的温度,该温度比存在于那里的露点温度高至少10°C,优选高20°C~50°C。
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