大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出系统

    公开(公告)号:CN103377733B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201210127368.5

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱,烟囱的周围设置安全壳冷却水箱,安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内;在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片;在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力,增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计,减小了空气阻力。

    一种采用蒸汽喷射泵的核电站安注系统

    公开(公告)号:CN105070325A

    公开(公告)日:2015-11-18

    申请号:CN201510500880.3

    申请日:2015-08-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明提供了一种采用蒸汽喷射泵的核电站安注系统,该系统与传统核电站安注方式中依赖电动泵的方式不同,采用蒸汽喷射泵。喷射泵是一种不直接消耗机械能,无运动部件的增压设备,比传统机械的增压设备具有更为简单和可靠的优点。该系统设置在安全壳内,在反应堆冷却剂系统出现失水等事故时,由稳压器提供的饱和蒸汽作为喷射泵的驱动源,喷射泵从含硼水箱中吸水,经升压后注入反应堆压力容器,防止堆芯温度过高,从而防止或减少堆芯的损害。

    基于电厂功能模型的关键重要设备及部件识别方法及系统

    公开(公告)号:CN119784014A

    公开(公告)日:2025-04-08

    申请号:CN202411734811.4

    申请日:2024-11-29

    Abstract: 本发明提供一种基于电厂功能模型的关键重要设备及部件识别方法及系统,识别方法包括:步骤1、建立关键重要设备造成的电厂最终影响的完整模型;步骤2、筛选造成电厂最终影响的关键电厂功能;步骤3、基于关键电厂功能筛选支持电厂功能的关键功能分组;步骤4、分析关键功能分组的关键重要设备,并筛选目标关键重要设备及对应的故障模式;步骤5、分析目标关键重要设备中影响故障模式的部件,并分析得到关键重要部件。上述基于电厂功能模型的关键重要设备及部件识别方法,采用多层级影响评估及传递,逐层识别关键重要设备,并结合PSA的分析经验,能够从上至下功能传递和从下至上故障模式分析迭代,既能够保证不遗漏,也可以尽可能缩小关键重要设备的范围。

    基于相关性分析的核电系统运行异常根因定位方法及系统

    公开(公告)号:CN119202996A

    公开(公告)日:2024-12-27

    申请号:CN202411358891.8

    申请日:2024-09-27

    Abstract: 本发明提供一种基于相关性分析的核电系统运行异常根因定位方法及系统,方法包括:对采集的数据基于皮尔逊相关系数法进行相关性分析,得出相关系数矩阵;基于KMeans聚类算法对相关系数矩阵进行相关性分析,得出相关系数较大的聚簇的临界值作为特征阈值;采用LightGBM算法对实时数据进行异常识别,并得到异常测点序列;基于特征阈值和相关系数矩阵,得出异常测点序列的影响序列,计算相关系数权重并得出最终根因测点位置。上述基于相关性分析的核电系统运行异常根因定位方法,基于相关性分析能够自适应系统工况的变化情况,自动定位根因测点,可以表征系统运行异常。

    一种核电厂系统可用性分析方法及系统

    公开(公告)号:CN115564070A

    公开(公告)日:2023-01-03

    申请号:CN202211260108.5

    申请日:2022-10-14

    Abstract: 本发明公开的一种核电厂系统可用性分析方法及系统,包括:确定可能导致电厂强迫停堆或停机的各系统功能,并定义各系统功能成功的逻辑流程;对各系统开展FMEA分析,确定能够导致系统不可用的单一设备失效或多个设备失效组合的清单;以系统不可用导致电厂强迫停堆或停机为顶事件,以任一重要功能丧失为失效准则,以各系统功能成功的逻辑流程、操作规程、设计人员经验和FMEA分析结果构建系统不可用性故障树;获取设备可靠性数据、试验维修不可用数据、人员失误数据以及设备修复数据;根据获取的各数据和构建的故障树,获得电厂可用率和不可用率。更能反映核电厂的实际情况,准确给出了系统不可用率。

    一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法

    公开(公告)号:CN115376710A

    公开(公告)日:2022-11-22

    申请号:CN202211137180.9

    申请日:2022-09-19

    Abstract: 本发明提供了一种核电厂安全壳内碎片源项材料的实验装置及方法,包括:气体供应单元、测量单元、夹具单元、可视化记录单元和碎片收集单元;气体供应单元包括多个级联的承压容器,每个承压容器的顶端与排气管线连通,排气管线末端设有喷嘴;测量单元包括传感器和处理器,传感器安装在承压容器内和排气管线上;夹具单元夹持待测材料;可视化记录单元对待测材料在喷嘴的高速气流冲击下产生材料碎片的过程进行记录;碎片收集单元收集高速气流冲击下产生的材料碎片;研究在不同压力参数、不同喷射时间、不同喷射位置下高能气体对安全壳内不同种类材料冲击产生的碎片影响,解明高压气体喷射对核电厂安全壳内材料碎片化的影响。

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