核电厂安全级直流系统及供电方法

    公开(公告)号:CN116488133A

    公开(公告)日:2023-07-25

    申请号:CN202310406718.X

    申请日:2023-04-17

    Abstract: 本公开属于核电技术领域,具体涉及一种核电厂安全级直流系统及供电方法。本公开的核电厂安全级直流系统中,第二直流母线段分别连接蓄电池和多个系统负荷,充电器通过第一直流侧断路器与第一直流母线段连接,并通过第二直流侧断路器与第二直流母线段连接,第一直流母线通过母联断路器与第二直流母线段连接,备用充电器和备用蓄电池均通过接入断路器与第一母线段连接,本公开提供的接线方案可不断电接入备用充电器和蓄电池组,可不停电对蓄电池组进行维护,可实施运行试验或更改性能试验;增强了试验的灵活性,减少了对大修工期的影响,从而在兼顾供电安全性、可靠性的基础上提高系统的经济性与灵活性。

    基于知识图谱的核电信息推荐方法、系统与计算机设备

    公开(公告)号:CN115878817A

    公开(公告)日:2023-03-31

    申请号:CN202310102801.8

    申请日:2023-01-28

    Abstract: 本发明公开一种基于知识图谱的核电信息推荐方法、系统与计算机设备,涉及核电人因工程与控制系统设计领域。方法包括:获取核电厂系统中的数据,并根据核电厂系统中的数据构建核电知识图谱,核电知识图谱包括多个核电实体和核电实体之间关系。根据核电知识图谱建立向量空间,并根据向量空间获取核电实体之间的第一相似度矩阵。获取操纵员的历史操作信息,并根据操纵员的历史操作信息获取历史操作序列的集合。根据历史操作序列的集合获取核电实体之间的第二相似度矩阵。根据第一相似度矩阵和第二相似度矩阵,生成融合相似度矩阵。以及,响应于操纵员的实时操作,根据融合相似度矩阵获取推荐信息,并显示推荐信息。

    一种带导流结构的非能动安全壳热量导出系统

    公开(公告)号:CN113140336B

    公开(公告)日:2022-02-18

    申请号:CN202110361911.7

    申请日:2021-04-02

    Abstract: 本发明涉及核反应堆非能动安全系统领域,具体涉及一种带导流结构的非能动安全壳热量导出系统。该系统设置在安全壳内外两侧,包括安全壳内侧部分及安全壳外侧部分;所述的安全壳内侧部分位于安全壳内部侧壁上部,主体包括内部换热器及导流结构;所述的安全壳外侧部分位于安全壳外部侧壁上方,主体结构包括外部冷却水箱及汽水分离器;上述安全壳内侧部分与安全壳外侧部分之间通过管线及阀门相连接。发明依据事故条件下安全壳内气体流动分布特点,通过在换热器附近布置导流结构来有效改善PCS内部换热器附近的气体流动状况,降低不凝性气体在内部换热器附近聚集对冷凝换热产生的恶化影响,提高PCS换热效率。

    一种带导流结构的非能动安全壳热量导出系统

    公开(公告)号:CN113140336A

    公开(公告)日:2021-07-20

    申请号:CN202110361911.7

    申请日:2021-04-02

    Abstract: 本发明涉及核反应堆非能动安全系统领域,具体涉及一种带导流结构的非能动安全壳热量导出系统。该系统设置在安全壳内外两侧,包括安全壳内侧部分及安全壳外侧部分;所述的安全壳内侧部分位于安全壳内部侧壁上部,主体包括内部换热器及导流结构;所述的安全壳外侧部分位于安全壳外部侧壁上方,主体结构包括外部冷却水箱及汽水分离器;上述安全壳内侧部分与安全壳外侧部分之间通过管线及阀门相连接。发明依据事故条件下安全壳内气体流动分布特点,通过在换热器附近布置导流结构来有效改善PCS内部换热器附近的气体流动状况,降低不凝性气体在内部换热器附近聚集对冷凝换热产生的恶化影响,提高PCS换热效率。

    安全壳过滤排放系统双机组交替排放方法

    公开(公告)号:CN103413578B

    公开(公告)日:2016-02-24

    申请号:CN201310293436.X

    申请日:2013-07-12

    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。

    一种大型模块转运系统
    48.
    实用新型

    公开(公告)号:CN218402801U

    公开(公告)日:2023-01-31

    申请号:CN202222772151.1

    申请日:2022-10-20

    Abstract: 本实用新型提供一种大型模块转运系统,包括:码头、船坞和驳船,所述码头上设有第一轨,所述驳船上设有第二轨,所述驳船具有靠岸状态,所述驳船位于靠岸状态时,其与码头抵接,且第一轨和第二轨对接形成大型模块的转运轨道,所述驳船和船坞之间设有用于将驳船固定在靠岸状态的第一锁止机构,和/或,所述驳船和码头之间设有用于将驳船固定在靠岸状态的第二锁止机构。从而本实用新型能够实现核电厂超大型模块在陆路运输和海路运输之间的转换,使核电厂超级模块在模块化工厂集中制造再运输至施工现场成为可能。

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