核电厂巡检方法及其设备、电子设备、存储介质

    公开(公告)号:CN119964265A

    公开(公告)日:2025-05-09

    申请号:CN202510085649.6

    申请日:2025-01-20

    Abstract: 本申请涉及核电厂技术领域,尤其是涉及一种核电厂巡检方法及其设备、电子设备、存储介质。根据本申请实施例的核电厂巡检方法,应用于核电厂巡检设备,需要从目标核电厂的多个巡检物项中,确定目标巡检物项、和各目标巡检物项相应的巡检物项位置信息;基于各巡检物项位置信息进行巡检任务配置,得到目标巡检任务;根据目标巡检任务进行物项数据采集,以得到各目标巡检物项相应的物项特征数据;基于各物项特征数据,针对相应的目标巡检物项进行状态解析,得到物项状态信息;基于各目标巡检物项相应的物项状态信息进行整合处理,得到核电厂巡检结果信息。如此一来,便能够提升核电厂巡检工作的全面性和准确性。

    堆芯冷却系统
    8.
    发明公开
    堆芯冷却系统 审中-实审

    公开(公告)号:CN114093535A

    公开(公告)日:2022-02-25

    申请号:CN202111273371.3

    申请日:2021-10-29

    Abstract: 本发明涉及堆芯冷却系统,堆芯冷却系统包括主传热回路和补水单元,补水单元包括补水箱和补水管,补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度,补水管的进口端与补水箱连接,补水管的出口端与冷管段连接。当失水事故初期,主泵依然在运行,冷管段中存在流通的冷却剂,冷却剂在主泵的压力下,经过进口管嘴流通至反应堆压力容器中。同时补水箱中的冷却剂由于重力因素,经过补水管流通至冷管段中,与冷管段中的冷却剂混合后,在主泵的压力作用下从反应堆压力容器的进口管嘴进入到反应堆压力容器。即本申请补水箱中的冷却剂能够同时在重力和主泵的压力的推动下,进入到压力容器中,从而减小反应堆压力容器中的静压的影响,增加流通速度。

    应急堆芯冷却系统
    10.
    发明公开

    公开(公告)号:CN118507088A

    公开(公告)日:2024-08-16

    申请号:CN202410566053.3

    申请日:2024-05-08

    Abstract: 本发明涉及一种应急堆芯冷却系统,包括第一管线以及第二管线,所述第一管线包括第一安注泵、第二安注泵、第一应急堆芯注水管道以及用于向反应堆压力容器的第二接口输送应急冷却剂的第一连接管道;所述第二管线包括第三安注泵、第四安注泵、第二应急堆芯注水管道以及用于向所述第一接口输送应急冷却剂的第二连接管道。本发明可以有效缩短事故后应急堆芯注水路径,提高应急堆芯注入功能的可靠性,降低了破口事故对堆芯损坏的概率,同时能够降低生产成本,有利于系统安全性和经济性的平衡设计。

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