安全壳非能动导热系统及安全壳非能动余热导出的方法

    公开(公告)号:CN119786092A

    公开(公告)日:2025-04-08

    申请号:CN202411881622.X

    申请日:2024-12-19

    Abstract: 本申请提供了一种安全壳非能动导热系统及安全壳非能动余热导出的方法,该用于核电机组的安全壳非能动导热系统包括热交换器‑冷凝器、第一安全壳隔离阀、安全阀、蒸汽释放装置、应急排热箱和第二安全壳隔离阀。在设计基准事故和设计扩展工况下,安全壳的热量交换给热交换器‑冷凝器,热交换器‑冷凝器热量通过第一安全壳隔离阀所在的上升管后再通过蒸汽释放装置释放给应急排热箱。本申请通过在核电机组上增设安全壳非能动导热系统,将安全壳的热量经过热交换器‑冷凝器导出至应急排热箱,以解决现有如何确保事故工况期间从安全壳中连续排热,将安全壳内的压力降低并保持在设计范围之内,将安全壳中的热量释放到最终热阱,防止出现事故扩大。

    一种核电站事故规程自动诊断和提示的仪控监测方法

    公开(公告)号:CN119132675A

    公开(公告)日:2024-12-13

    申请号:CN202411063755.6

    申请日:2024-08-05

    Abstract: 本发明涉及电厂仪控监测技术领域,旨在解决现有仪控监测方法耗时较长,人员负担大,在事故进程快速发展的情况下可能会错过事故的最佳处理时机的问题,延长事故的处理时间的问题。本发明一种核电站事故规程自动诊断和提示的仪控监测方法,根据事件的初始类型建立诊断逻辑,进行层级的布置判断引入到相应的事故规程,按照失电类、核岛设备冷却水丧失类、地震类、一回路向二回路泄漏类、二回路破口类、一回路破口类进行逐步判断,能够快速自动诊断出相应的事故规程,并将诊断出的事故规程提示给操纵员,提高事故规程的诊断效率和准确性,保证机组安全。

    一种核电厂主变压器模拟装置和电气试验模拟方法

    公开(公告)号:CN117690339A

    公开(公告)日:2024-03-12

    申请号:CN202311599484.1

    申请日:2023-11-27

    Abstract: 本发明提供了一种核电厂主变压器模拟装置,包括箱体,所述箱体的顶部设有高压出线套管、中性点出线套管、低压出线套管,所述高压出线套管和所述中性点出线套管的下部接线端子分别与所述箱体内部高压绕的首端和尾端组连,所述低压出线套管下部的接线端子与低压绕组连接,所述高压出线套管上部接线端子与出线铜排相连接,所述出线铜排与第一铜排连接,所述第一铜排与第二铜排连接,所述第二铜排与第三铜排连接,所述中性点出线套管上部出线端子与第六铜排连接,所述第六铜排与第七铜排连接。本发明还提供了一种核电厂主变压器电气试验模拟方法。本发明实现了核电厂主变压器结构及布置方式模拟,可方便进行主变压器结构培训使用。

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