核电站蒸汽发生器间通风系统及其运行方法

    公开(公告)号:CN116951633A

    公开(公告)日:2023-10-27

    申请号:CN202310993763.X

    申请日:2023-08-08

    摘要: 本发明涉及核电站通风技术领域,公开了核电站蒸汽发生器间通风系统及其运行方法,本发明核电站蒸汽发生器间通风系统包括室外进风口、室外出风口、空调机组、送风子系统以及排风子系统。空调机组设于蒸汽发生器间外,空调机组的进风端和室外进风口连接;送风子系统包括送风管路,送风管路设于蒸汽发生器间内的下部,空调机组的出风端和送风管路连接;排风子系统包括排风管路和出风管路,排风管路设于蒸汽发生器间内的上部,出风管路设于蒸汽发生器间外,出风管路将室外出风口和排风管路连接。本发明对于降低工作场所放射性物质浓度,实现工作场所的净化,减少工作人员因吸入放射性物质造成的内照射危害有积极作用。

    核电站智能变风量温湿度独立控制通风系统及调节方法

    公开(公告)号:CN116896850A

    公开(公告)日:2023-10-17

    申请号:CN202310848384.1

    申请日:2023-07-11

    IPC分类号: H05K7/20

    摘要: 本发明涉及核电站通风技术领域,公开了一种核电站智能变风量温湿度独立控制通风系统及调节方法,系统包括:新排风子系统,其新风子系统用于承担以新风湿负荷为主的系统湿负荷,且所输入新风采用7~12℃冷水冷却除湿或采用转轮除湿或溴化锂溶液吸湿;循环空气处理子系统,用于承担室内显热冷负荷,且采用12~22℃冷水冷却处理;智能变风量子系统,用于进行送风量与实际非稳态负荷的动态匹配。本发明通过对核电站各个厂房室内进行智能化通风调节,对温湿度进行独立控制,能够实现风量与非稳态负荷的动态匹配,降低通风系统运行能耗,提高通风系统的智能化控制水平。

    一种核电站远程停堆站通风的方法及系统

    公开(公告)号:CN113871048A

    公开(公告)日:2021-12-31

    申请号:CN202110935019.5

    申请日:2021-08-16

    IPC分类号: G21D1/02

    摘要: 本发明公开一种核电站远程停堆站通风的系统,包括:仪控柜间通风子系统和控制组件,所述仪控柜间通风子系统的数量为多列,各列仪控柜间通风子系统均与核电站远程停堆站的房间通过管道相连通,用于为核电站远程停堆站的房间通风;所述控制组件的数量为与所述仪控柜间通风子系统的数量相对应的多套,多套控制组件分设于各列仪控柜间通风子系统与核电站远程停堆站的房间相连通的管道上,各套控制组件分别用于控制各列仪控柜间通风子系统与核电站远程停堆站的房间之间的管道的通断。本发明还公开一种核电站远程停堆站通风的方法。本发明可提高远程停堆站的通风可靠性,确保核电站远程停堆站的安全功能的执行,提高核电站运行的安全性和可靠性。

    一种核电站变风量通风系统试验台架及测试方法

    公开(公告)号:CN118936942A

    公开(公告)日:2024-11-12

    申请号:CN202411009233.8

    申请日:2024-07-25

    IPC分类号: G01M99/00 G01D21/02

    摘要: 本发明涉及核电站通风技术领域,公开了一种核电站变风量通风系统试验台架及测试方法,台架包括:与核电站不同类型场景对应的测试房间;电加热器,用于模拟实际负荷;无极调节风冷冷水机组,用于提供无极调节冷源;空气处理机组及输送设备,用于将处理后送风输送至测试房间,将测试房间排风输出;测试仪表,用于监测状态参数;智能控制器,用于确定电加热器的功率和空气处理机组及输送设备的运行工况,根据实际负荷调整变风量末端装置的开度和风机转速,并根据状态参数监控试验过程。本发明能够根据核电站的实际场景对变风量通风系统的运行状况进行测试,得到适合的运行控制策略,提高并验证变风量通风系统的运行稳定性、经济性和智能化水平。

    一种核电站安全壳环形空间设计压力限值的确定方法

    公开(公告)号:CN107092717B

    公开(公告)日:2022-11-18

    申请号:CN201710158881.3

    申请日:2017-03-16

    摘要: 本发明属于核电站安全设计技术领域,涉及一种核电站安全壳环形空间设计压力限值的确定方法。所述的方法依次包括安全壳外壁缝隙处压力值的确定步骤及安全壳环形空间与安全壳外壁压差的确定步骤,其中所述的安全壳外壁缝隙处压力值的确定步骤采用CFD计算模型。利用本发明的核电站安全壳环形空间设计压力限值的确定方法,可较传统经验公式估算更为精确地确定安全壳外壁狭缝处的压力值;并通过建立的放射性物质输运模型,可分析外层安全壳缝隙的流态特性。通过以上两种改进,能更为准确的获取安全壳环形空间与安全壳外壁的压差,从而使安全壳环形空间压力限值设计更安全、可靠。