一种核电站专用防堵塞地漏装置
    3.
    发明公开

    公开(公告)号:CN116905638A

    公开(公告)日:2023-10-20

    申请号:CN202310875389.3

    申请日:2023-07-17

    Abstract: 本发明涉及一种核电站专用防堵塞地漏装置,适用于需排出大流量并伴随大量碎片的废水的过滤装置。包括地漏排水管,地漏壁,可拆卸地漏过滤壁,可拆卸地漏过滤圆桶,粗格栅;锥形的地漏壁下部与地漏排水管连接,锥形的地漏壁上部设置有粗格栅,锥形的地漏壁内部设置有一体的可拆卸地漏过滤壁和可拆卸地漏过滤圆桶。本发明可在正常情况和事故恶劣情况下保证地漏不堵塞,且方便维修、更换、清扫,实现对大流量并伴随大量碎片的废水的有效排除。

    一种应用于核电厂的冷却剂循环净化系统及方法

    公开(公告)号:CN119153144A

    公开(公告)日:2024-12-17

    申请号:CN202411151655.9

    申请日:2024-08-21

    Abstract: 本发明属于核电厂的冷却剂净化领域,具体涉及一种应用于核电厂的冷却剂循环净化系统及方法,该系统包括:一回路冷却剂贮存系统阳离子交换器、一回路冷却剂贮存系统阴离子交换器、一回路冷却剂贮存系统树脂补集器、一回路冷却剂处理系统阳离子交换器、一回路冷却剂处理系统阴离子交换器、一回路冷却剂处理系统树脂补集器;一回路冷却剂处理系统阳离子交换器入口前设有第三旁路,经第三旁路阀门,接入一回路冷却剂贮存系统阳离子交换器入口后的位置。本发明能够有效提高一回路冷却剂处理系统净化冷却剂的可靠性,在一回路冷却剂处理系统离子交换器故障的情况下可切换一回路冷却剂贮存系统离子交换器运行。

    适用于涵洞的取水构筑物
    6.
    发明公开

    公开(公告)号:CN117605122A

    公开(公告)日:2024-02-27

    申请号:CN202311830367.1

    申请日:2023-12-28

    Abstract: 本申请提供一种适用于涵洞的取水构筑物,涵洞相对的两侧具有第一隔墙和第二隔墙,涵洞的底部设有第一素混凝土垫层,取水构筑物相对的两侧具有第二隔墙与第三隔墙,取水构筑物从底部到顶部依次包括第二素混凝土垫层、旋转沉淀池、中间层隔板和取水井。在旋转沉淀池与涵洞之间的第二隔墙上从底部到顶部依次设有排污孔和连通孔。在取水时,涵洞内的水流先经连通孔后进入旋转沉淀池,再经过整流中间层隔板后进入取水井,后通过潜水取水泵抽入下游管道送往用户端,旋转沉淀池内水流的固体沉淀物通过排污孔排出至涵洞内。本申请通过设置取水构筑物中的取水井位于涵洞边,由于取水井占地面积小,通过空间换面积的方式减小了占地面积。

    一种核电站用换热器的性能趋势评估方法

    公开(公告)号:CN118733931A

    公开(公告)日:2024-10-01

    申请号:CN202410858661.1

    申请日:2024-06-28

    Abstract: 本发明涉及核电设备测试领域,尤其涉及一种核电站用换热器的性能趋势评估方法。所述方法,包括:步骤一:采集换热器中换热介质的进口和出口温度参数序列;步骤二:对采集到的数据进行分析,使用系统辨识方法,建立进出口温度的输入输出模型;步骤三:根据建立的换热器系统输入输出模型,评估换热器的最小方差基准#imgabs0#步骤四:根据现场实际的输出数据计算输出方差#imgabs1#步骤五:计算换热器的性能指标#imgabs2#步骤六:根据换热器的性能指标η随时间变化趋势,判断换热器的性能变化趋势。本发明可实时评估换热器的性能,及时发现换热器的问题,克服了搭设换热器性能测试系统的测试成本高、结果精度不够、不能实施测试的缺点。

    一种核电站用离心泵的性能监督方法

    公开(公告)号:CN118686793A

    公开(公告)日:2024-09-24

    申请号:CN202410836431.5

    申请日:2024-06-26

    Abstract: 本发明涉及核电设备领域,尤其涉及一种核电站用离心泵的性能监督方法。所述方法,包括以下步骤:步骤一:将泵的性能曲线进行曲线拟合;步骤二:连续测量一组泵的实际流量Q和实际进出口扬程差ΔH;步骤三:在泵的拟合性能曲线上查找实际流量Qi对应的扬程值,得到一组拟合流量值及扬程值;步骤四:将拟合性能曲线的扬程值作为真实值,通过实际值与泵本身的真实值比较计算偏差,得到泵的性能指标η;步骤五:根据所述泵的性能指标进一步判断泵的运行问题。本发明成本低,准确性高。

    一种核电站用蒸汽冷凝加热给水换热器的性能监督方法

    公开(公告)号:CN118013884A

    公开(公告)日:2024-05-10

    申请号:CN202410221007.X

    申请日:2024-02-28

    Abstract: 本发明属于核电站用换热器系统评估技术领域,具体涉及一种核电站用蒸汽冷凝加热给水换热器的性能监督方法。包括如下步骤:步骤1:根据设计条件确定换热器基准参数、冷流体设计基准参数、热流体设计基准参数及环境基准参数;步骤2:采集换热器中冷流体的参数及热流体的参数;步骤3:在换热器状态最好的时候,使用采集到的数据,计算换热器稳定传热条件下,冷热流体间温度相差1K时,通过单位传热面积,单位时间所传递的热量,作为基准传热系数;步骤4:在换热器状态最好的时候,使用采集到的数据,计算换热器中冷侧流体获得的“可完全转换为其他能量的能量”与热侧流体失去的“可完全转换为其他能量的能量”之比,作为基准换热效率;步骤5:在日常工作时,使用采集到的数据,计算换热器运行工况下的传热系数。本发明的有益效果在于:成本低,本方法不需要增加建立专门的测试平台,也不需要增加额外的测点。

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