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1. (WO2018108138) PROCÉDÉ ET SYSTÈME DE DÉTECTION DE L'INTÉGRITÉ D'UNE GAINE D'ÉLÉMENT COMBUSTIBLE D'UNE CENTRALE NUCLÉAIRE
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N° de publication : WO/2018/108138 N° de la demande internationale : PCT/CN2017/116334
Date de publication : 21.06.2018 Date de dépôt international : 15.12.2017
CIB :
G21C 17/04 (2006.01)
G PHYSIQUE
21
PHYSIQUE NUCLÉAIRE; TECHNIQUE NUCLÉAIRE
C
RÉACTEURS NUCLÉAIRES
17
Surveillance; Essais
02
Dispositifs ou dispositions pour la surveillance du réfrigérant ou du modérateur
04
Détection de rupture de gaine
Déposants :
中广核工程有限公司 CHINA NUCLEAR POWER ENGINEERING COMPANY LTD. [CN/CN]; 中国广东省深圳市 大鹏新区鹏飞路大亚湾核电基地工程公司办公大楼 Engineering Office, Daya Bay Nuclear Power Base Pengfei Road, Dapeng New District Shenzhen, Guangdong 518000, CN
中国广核集团有限公司 CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER HOLDING CORPORATION [CN/CN]; 中国广东省深圳 福田区上步中路1001号深圳科技大厦17-19楼 17th-19th Floor, Shenzhen Science Building No.1001 Shangbuzhong Road, Futian District Shenzhen, Guangdong 518000, CN
Inventeurs :
王骄亚 WANG, Jiaoya; CN
孙瑜 SUN, Yu; CN
凌君 LING, Jun; CN
周欣建 ZHOU, Xinjian; CN
刘洪涛 LIU, Hongtao; CN
李磊 LI, Lei; CN
Mandataire :
深圳市顺天达专利商标代理有限公司 SHENZHEN STANDARD PATENT & TRADEMARK AGENT LTD.; 中国广东省深圳市 福田区深南大道1056号银座国际大厦810-815室 Room 810-815 Yinzuo International Building No.1056 Shennan Boulevard Futian District Shenzhen, Guangdong 518040, CN
Données relatives à la priorité :
201611161278.215.12.2016CN
Titre (EN) METHOD AND SYSTEM FOR DETECTING INTEGRITY OF FUEL ELEMENT CLADDING OF NUCLEAR POWER STATION
(FR) PROCÉDÉ ET SYSTÈME DE DÉTECTION DE L'INTÉGRITÉ D'UNE GAINE D'ÉLÉMENT COMBUSTIBLE D'UNE CENTRALE NUCLÉAIRE
(ZH) 核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统
Abrégé :
(EN) A method and system for detecting the integrity of a fuel element cladding of a nuclear power station. The system comprises a detection assembly (6), a comparison assembly (7), and an alarm assembly (8). The detection assembly (6) is used for detecting and outputting the activity concentration of an inert gas contained in a loop coolant. The comparison assembly (7) is used for receiving the outputted obtained activity concentration, comparing the detected activity concentration with a preset alarm threshold condition, and generating and sending an alarm signal if the alarm threshold condition is satisfied. The alarm assembly (8) is used for receiving the sent alarm signal and giving an alarm according to a preset alarm mode. In the method, the breakage rate of a fuel element cladding is detected by monitoring the activity concentration of the inert gas contained in the loop coolant, the feasibility and the sensitivity are higher, and mistake measurement possibly caused by a non-fuel element failure can be avoided; in addition, one or more alarm thresholds can be set, and the breakage rate limit value of the fuel element cladding concerned during the safe operation of the nuclear power plant can be quantitatively monitored.
(FR) La présente invention concerne un procédé et un système de détection de l'intégrité d'une gaine d'élément combustible d'une centrale nucléaire. Le système comprend un ensemble détection (6), un ensemble comparaison (7) et un ensemble alarme (8). L'ensemble détection (6) est utilisé pour détecter et délivrer en sortie la concentration d'activité d'un gaz inerte contenu dans un liquide de refroidissement en boucle. L'ensemble comparaison (7) est utilisé pour recevoir la concentration d'activité obtenue délivrée, comparer la concentration d'activité détectée à une condition de seuil d'alarme prédéfinie, et générer et envoyer un signal d'alarme si la condition de seuil d'alarme est satisfaite. L'ensemble alarme (8) est utilisé pour recevoir le signal d'alarme envoyé et fournir une alarme selon un mode d'alarme prédéfini. Dans le procédé, le niveau de rupture d'une gaine d'élément combustible est détecté par la surveillance de la concentration d'activité du gaz inerte contenu dans le liquide de refroidissement en boucle, la faisabilité et la sensibilité sont plus élevées, et une mesure d'erreur éventuellement provoquée par la défaillance d'un élément non combustible peut être évitée; de plus, un ou plusieurs seuils d'alarme peuvent être définis, et la valeur limite de niveau de rupture de la gaine d'élément combustible concernée pendant le fonctionnement sans danger de la centrale nucléaire peut être surveillée quantitativement.
(ZH) 一种核电站燃料元件包壳完整性的检测方法和系统,其包括用于检测一回路冷却剂中所含的惰性气体的活度浓度并输出的探测组件(6);用于接收输出的所述检测到的活度浓度,并将检测到的所述活度浓度与预设的报警阈值条件进行比对,若符合报警阈值条件,则产生报警信号并发送的比对组件(7);以及用于接收发送的报警信号,按照预设的报警模式进行报警的报警组件(8)。该方法通过监测一回路冷却剂中的惰性气体的活度浓度来对燃料元件包壳的破损率进行检测,具有更高的可行性和灵敏度,可以避免由于非燃料元件破损原因而可能导致的误测量;同时可设定一个或多个报警阈值,可实现对核电厂安全运行所关心的燃料元件包壳破损率限值进行定量监测。
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Langue de publication : chinois (ZH)
Langue de dépôt : chinois (ZH)