一种核电站事故后堆外熔融物滞留装置

    公开(公告)号:CN103377720B

    公开(公告)日:2016-01-27

    申请号:CN201210127012.1

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: G21C9/016 G21C13/02 Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置,包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板;外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道,导流板底部设有冷却剂入口,内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用不同的材料包容熔融物,应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却,提高了核电站的高全性。

    核电厂降噪抗干扰会议系统及通信方法

    公开(公告)号:CN118118281A

    公开(公告)日:2024-05-31

    申请号:CN202410235425.4

    申请日:2024-03-01

    Abstract: 本发明提供了一种核电厂降噪抗干扰会议系统及通信方法,系统包括多个用户终端设备、多个气传导单元、噪声过滤装置和服务器;其中服务器包括声音存储单元、信号转换单元、会议流程鉴定单元、特征数据库、管理单元和报警单元;管理单元用于设置标准会议流程和会议信息,标准会议流程包括一组具有时序关系的特征词汇,特征数据库用于存储特征词汇,声音存储单元用于存储过滤后的语音信号,信号转换单元用于将过滤后的语音信号转换为文本信息,会议流程鉴定单元用于将信号转换单元输送过来的文本信息与特征数据库中的特征词汇进行匹配,当匹配到的特征词汇在当前时序之前还存在未匹配的特征词汇,则将异常信息推送至报警单元。

    核动力厂运行技术规格书自动监视方法及系统

    公开(公告)号:CN116414973A

    公开(公告)日:2023-07-11

    申请号:CN202310369728.0

    申请日:2023-04-07

    Abstract: 本发明公开了核动力厂运行技术规格书自动监视方法及系统,属于核动力厂运行监视技术领域。包括获取核动力厂运行数据和技术规格书相关的监督试验规程执行数据,基于核动力厂运行数据、技术规格书相关的监督试验规程执行数据和燃料循环要求参数,根据技术规格书条目中的监督要求,判断核动力厂运行是否偏离运行限制条件;若是,则查找对应的措施,发出预警信息及对应的措施至操纵人员,以提醒操纵人员进行运行决策;若否,则继续执行对核动力厂运行技术规格书的自动监视。能够提供技术规格书自动监视,为运行和核安全监督提供便利,以减少操纵人员的工作负荷;解决了现有技术中存在“核动力厂运行技术规格书监视需要人工手动完成”的问题。

    一种用于小破口失水事故堆芯排汽的装置

    公开(公告)号:CN112017797A

    公开(公告)日:2020-12-01

    申请号:CN202010954532.4

    申请日:2020-09-11

    Abstract: 本发明公开了一种用于小破口失水事故堆芯排汽的装置,所述装置包括安装在反应堆吊篮结构,在反应堆热管段以上的位置安装盖板,所述盖板上部采用铰链与所述吊篮结构连接,所述盖板可随着所述反应堆上腔室与所述下降段空间的压力差实现开合,所述盖板闭合时可与设置在所述反应堆上腔室内的密封凸台贴合密封。本发明涉及的堆芯排汽的装置不需要动力依靠事故过程中产生的小压差而打开,排出蒸汽,不需要水封排除,避免了安全注射系统不能及时注入带来的堆芯裸露和燃料升温等不利影响。

    一种特殊工况下滚珠丝杠副可靠性试验装置

    公开(公告)号:CN118408737A

    公开(公告)日:2024-07-30

    申请号:CN202410704632.X

    申请日:2024-06-03

    Abstract: 本发明公开了一种特殊工况下滚珠丝杠副可靠性试验装置,涉及滚珠丝杠副技术领域。本发明包括支撑平台、载荷施加装置、被测丝杠支撑装置、密封装置、驱动装置、温度控制装置,所述支撑平台的凹槽处开两个第四滑槽,所述第四滑槽与第五滑槽平行设置,两个第四滑槽分别设置在第五滑槽两侧,所述支撑平台凹槽近离第一支撑座处设有电热管,所述支撑平台凹槽远离第一支撑座处设有温度传感器,所述平台的顶部设有密封装置;本发明通过设计新型的试验装置,专门用于单独测试滚珠丝杠副的可靠性,试验完全与滑块本体、导轨或其他附件无关,也不依赖于这些零件,能够进行完全模拟,从而完成特种工况下滚珠丝杠副可靠性的测试。

    一种核电站事故后Ⅳ型堆外熔融物滞留装置

    公开(公告)号:CN103377720A

    公开(公告)日:2013-10-30

    申请号:CN201210127012.1

    申请日:2012-04-27

    CPC classification number: G21C9/016 G21C13/02 Y02E30/40

    Abstract: 本发明涉及一种核电站事故后IV型堆外熔融物滞留装置,包括内墙、固定于内墙内侧的底部开口的蒸汽通道壁、置于蒸汽通道壁之内的压力容器,还包括围于内墙之外的外墙、固定于内墙底部的堆芯熔融物滞留装置、以及与内墙、堆芯熔融物滞留装置保持一定间隙的导流板;外墙与导流板之间形成冷却剂下降通道,导流板底部设有冷却剂入口,内墙与堆芯熔融物滞留装置之间设有冷却剂通道;堆芯熔融物滞留装置上设有堆芯熔融物滞留凹槽,堆芯熔融物滞留装置下表面为拱形;堆芯熔融物滞留装置由无机非金属耐火材料构成。本发明采用堆外的熔融物滞留设计,用不同的材料包容熔融物,应用冷却剂环路和导流板的结构对熔融物进行冷却,提高了核电站的高全性。

    核动力厂火灾故障分析方法和装置

    公开(公告)号:CN117973690A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202410169955.3

    申请日:2024-02-06

    Abstract: 本发明提供了一种核动力厂火灾故障分析方法和装置。本方法包括以下步骤:确定核动力厂在火灾情景中所需安全功能;确定所述安全功能的多个执行装置的信息;确定所述多个执行装置的多个支持装置的信息;根据所述多个执行装置的信息、所述多个支持装置的信息创建火灾安全功能故障树,所述火灾安全功能故障树表征所述多个执行装置之间、所述多个支持装置之间以及所述多个执行装置和所述多个支持装置之间的功能关系;进行火势发展分析以获取火灾破坏参数;进行火灾效应分析以确定所述多个执行装置和所述多个支持装置的失效概率;以及根据所述多个执行装置和所述多个支持装置的失效概率在所述火灾安全功能故障树中计算所述安全功能的失效概率。

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