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公开(公告)号：CN118774353A
公开(公告)日：2024-10-15
申请号：CN202410939919.0
申请日：2024-07-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: E04F17/02 , E04F17/04 , E04F17/06 , E04D13/143 , E04D13/03 , E04D13/035 , E04D13/16 , E04B1/98 , E04B1/66 , E04H9/02 , E04H9/00 , E04H5/02 , F04D25/08
Abstract: 本申请提出一种核电通风系统、采用该通风系统的燃料厂房以及柴油机厂房。其中，核电通风系统包括风机组件、筒体，第一工况条件下，风机组件位于筒体内部，筒体处于密封状态；第二工况条件下，风机组件位于筒体外部，实现通风；还包括升降单元，升降单元包括重力装置、动力装置，重力装置、动力装置均与风机组件作用连接；动力装置和重力装置设置为实现不同工况条件下风机组件在筒体内外的位置切换。本申请提出的核电通风系统通过重力装置和动力装置使得风机组件在筒体内外切换，保证不同工况条件下兼具系统通风和密封，保证核电防雨、防飞射物、防冲击波、抗震功能；采用无动力风机，利用重力组件储备的重力势能实现应急状态下非能动通风。
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公开(公告)号：CN118729438A
公开(公告)日：2024-10-01
申请号：CN202410790094.0
申请日：2024-06-19
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种通风装置和核电站主控室通风系统，该通风装置包括：一级诱导单元和二级诱导单元。一级诱导单元内部设有第一混流腔，第一混流腔的一端设有第一出射口，另一端设有压缩空气接口，其中部还设有回风接口。二级诱导单元内部设有第二混流腔，第二混流腔的一端设有第二出射口，另一端设有进风口，进风口与通风房间连通，用于供房间的空气进入第二混流腔，第二出射口与通风房间连通，用于向通风房间内送入新风。一级诱导单元容置于第二混流腔内，一级诱导单元的第一出射口朝向第二出射口，回风接口通过回风管路与通风房间连通，压缩空气接口与供气管路连通。该通风装置具有较高的诱导比和较低的噪声，从而能够保证通风房间内的通风量。
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公开(公告)号：CN118328503A
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202410620706.1
申请日：2024-05-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本申请提出一种通风系统和通风方法，通风系统包括筒体，筒体围设形成第一气流通道，还包括靠近筒体上部的第一吸风口和靠近筒体下部的出风口，还包括重力组件，重力组件位于第一气流通道，应急状况下，重力组件沿筒体竖直向下移动，第一吸风口两侧形成局部压差，室外气体在压差作用下由第一吸风口进入第一气流通道，并由出风口进入待排气室。本申请提出的通风系统通过控制重力组件中的多级重力板和风口的开闭，在应急工况下促进气流循环，换热更加充分，实现应急状态下核电站安全级房间的应急通风。
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公开(公告)号：CN118051014A
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202410182278.9
申请日：2024-02-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G05B19/042
Abstract: 本发明公开了一种用于核电仪控系统的故障传播模型的构建方法和装置。该方法包括：首先，划分核电仪控系统的结构层次，确定核电仪控系统中各设备对应在故障传播模型中的层次；然后，划分核电仪控系统的功能，选择待建模的核电仪控系统功能，并识别核电仪控系统功能的功能流；最后，根据核电仪控系统中各设备对应在故障传播模型中的层次、核电仪控系统功能的功能流，利用模块自上而下逐层构建核电仪控系统功能对应的故障传播模型。本发明实施例的用于核电仪控系统的故障传播模型的构建方法和装置，能够基于核电仪控系统功能的功能流，构建得到统一的核电仪控系统的故障传播模型，提高了核电仪控系统可靠性分析的效率和准确性。
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公开(公告)号：CN117690609A
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202311790826.8
申请日：2023-12-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 荆春宁 , 吴宇翔 , 王广飞 , 杨长江 , 王振中 , 赵斌 , 姚迪 , 谌登华 , 陈彦霖 , 詹经祥 , 杨健 , 贾小攀 , 王诚诚 , 郑云涛 , 刘倩雯 , 赵晓 , 杨嘉
Abstract: 本发明属于大型压水堆核电厂技术领域，具体涉及优化的能动与非能动安全系统及其核电厂。包括非能动安全系统及能动安全系统。所述的非能动安全系统包括非能动应急堆芯冷却系统，非能动余热排出系统，非能动安全壳热量导出系统，非能动堆腔冷却系统和非能动消氢系统，非能动应急堆芯冷却系统连接反应堆压力容器，非能动余热排出系统连接蒸汽发生器和最终热阱，所述的非能动余热排出系统采用非能动方式由二次侧或一次侧排出余热，非能动安全壳热量导出系统连接安全壳和最终热阱，非能动堆腔冷却系统反应堆压力容器，非能动消氢系统安装在安全壳内侧。有益效果在于：本发明能够最大程度发挥非能动及能动技术的潜力，使二者的组合优势最大化。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115831402A
公开(公告)日：2023-03-21
申请号：CN202211285687.9
申请日：2022-10-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C13/036 , G21C15/22
Abstract: 本发明属于核电厂管道安全技术领域，具体涉及一种包覆式核电厂主管道，用于核反应堆的反应堆冷却剂系统的冷却剂的输送，包括外表面设有保温层(2)的主管道(1)，所述保温层(2)通过约束层(3)被紧缚在所述主管道(1)的外表面上。保温层(2)的拱形结构通道(5)能够在主管道(1)发生泄漏时搜集泄漏的冷却剂，确保能尽快探测到泄漏并能够尽快定位泄漏点。约束层(3)能够在主管道(1)的管道裂纹发展引发的小型泄漏发生时，约束和挤压保温层(2)，抑制泄漏点的泄漏量，约束破口的发展，消除主管道(1)发生断裂的可能性，避免主管道(1)发生甩击。
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公开(公告)号：CN115650106A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211286155.7
申请日：2022-10-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种大型模块转运装置、系统及方法，装置包括：自行走车和支撑平台，自行走车与支撑平台相连，支撑平台顶面开设有通槽，通槽沿支撑平台的平移方向延伸且用于供顶升机构穿行，其包括沿支撑平台的平移方向依次分布的第一通槽，第二通槽，……第N通槽，第一通槽贯穿支撑平台平移方向的前侧面，第N通槽贯穿支撑平台平移方向的后侧面，N≥2，第M+1通槽前端升起的顶升机构的中心轴线与支撑平台前侧面的距离小于等于第M通槽后端升起的顶升机构的中心轴线与支撑平台前侧面的距离，M≥1。本发明能够实现大型模块的平稳运输和为转运装置的撤出提供条件的双重目的。
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公开(公告)号：CN103413578A
公开(公告)日：2013-11-27
申请号：CN201310293436.X
申请日：2013-07-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种安全壳过滤排放系统双机组交替排放方法。该方法在事故发生后，先打开第一机组的安全壳隔离阀，对第一机组进行过滤排放；当第二机组压力较高后关闭第一机组的排放管线，打开第二机组隔离阀，对第二机组进行过滤排放；在第一机组的压力上升后再次关闭第二机组隔离阀，打开第一机组隔离阀，对第一机组进行过滤排放，如此往复循环；通过确定交替排放操作中每台机组排放的时间窗口，在尽可能减少切换次数的情况下保证双机组的安全壳压力均不超过安全限值。本发明不需增加核电站的硬件投资，提高了双机组布置核电站对于双机组严重事故的应对能力，降低大量放射性释放概率。
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公开(公告)号：CN119940029A
公开(公告)日：2025-05-06
申请号：CN202510151080.9
申请日：2025-02-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 荆春宁 , 姚迪 , 丁磊 , 霍小东 , 吴宇翔 , 梁文元 , 张耀春 , 沈亮 , 彭星铭 , 王跃蓉 , 孙占 , 刘诗华 , 杨建华 , 王晓轩 , 房柯 , 王广飞 , 贾小攀 , 陈向婷 , 陆洋 , 岳媛
IPC: G06F30/23 , G06F119/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于核电领域，具体公开了一种基于刚柔协调理念的核电厂非能动高位超大承压水箱及支撑体系设计方法。以内外载荷分别单独承压为原则，选择初始水箱方案，开展地震反应谱、水箱结构模态计算，确定刚柔协调的水箱结构方案，开展水箱应力、热胀工况、厂房结构承载能力三维度解耦设计评定，再进行水箱设备和结构支撑体系耦联抗震计算，设计局部耦联和整体耦联模型，分别进行合理性评价和模型优化，最终确定水箱及支撑体系设计方案。本方法针对非能动+能动设计理念下安全系统设计，引入刚柔协调理念，有效解决了超大型容量、刚度、抗震、热胀应对等工程问题，解决了超大型设备与结构设计计算偏于保守的问题，最大限度提升了工程经济性。
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公开(公告)号：CN118485963A
公开(公告)日：2024-08-13
申请号：CN202410650233.X
申请日：2024-05-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种核电厂主控室操纵员疲劳检测方法及装置，该方法包括以下步骤：首先获取实时采集的操纵员的上半身图像和眼部数据；根据上半身图像，利用面部位置检测算法模型和身体关键点检测网络模型分别确定操纵员的面部区域和身体关键点；随后根据面部区域和身体关键点，分别提取操纵员的面部疲劳特征、头部疲劳特征以及身体姿态疲劳特征；根据眼部数据提取眼部注视点疲劳特征；最后根据面部疲劳特征、头部疲劳特征、身体姿态疲劳特征以及眼部注视点疲劳特征，利用疲劳状态识别算法模型确定操纵员的疲劳状态。该方法及装置能够解决现有技术中对主控室操纵员进行疲劳检测的实时性较差、准确度较低的问题。
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