热力发电系统及控制方法
    12.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119665703A

    公开(公告)日:2025-03-21

    申请号:CN202411706009.4

    申请日:2024-11-26

    Abstract: 本发明提供一种热力发电系统及控制方法,发电系统包括至少两组热处理机构,每一组热处理机构包括串联的蒸发器模块和过热器模块,热处理机构上游连接给水管,经热处理机构产生的过热蒸汽进行热电联产;经热电联产后的蒸汽汇流至冷凝器并经给水管返回至热处理机构的入口端;其中,蒸发器模块包括第一反应堆和蒸发器,过热器模块包括第二反应堆和过热器。上述热力发电系统,对老旧火电厂进行改造,利用老旧火电厂原有的热力系统的基础上结合反应堆,如此可以将老旧火电厂改造为基于热管反应堆的热力发电系统,且可以实现热电联产,不仅避免了资源的浪费,而且无需完全新建核电厂,降低了改造成本,提高环保效益的同时也提升了经济效益。

    核电站余热利用系统及方法
    14.
    发明公开

    公开(公告)号:CN117968275A

    公开(公告)日:2024-05-03

    申请号:CN202410247750.2

    申请日:2024-03-05

    Abstract: 本发明提供一种核电站余热利用系统及方法,系统包括热泵、第一循环系统和第二循环系统,设备冷却水流经热泵后流回设备冷却水系统;第一循环系统包括第一循环管路和冷水机组,热泵的输出端与冷水机组的输入端连通,冷水机组的输出端与热泵的输入端连通,冷水机组用于接收已加热的循环水,并在吸收热量后将降温后的循环水返回至热泵,第一循环管路在热泵的输入端和输出端均设有第一切换阀;第二循环系统包括第二循环管路和至少一个用户端,第二循环管路流经热泵,并用于将已加热后的循环水输送至用户端,然后将由用户端流出已降温的循环水返回至热泵,第二循环管路在热泵的输入端和输出端均设有第二切换阀。由此提升核电机组热效率。

    一种供热节能系统及方法
    16.
    发明公开

    公开(公告)号:CN115978630A

    公开(公告)日:2023-04-18

    申请号:CN202211520795.X

    申请日:2022-11-30

    Abstract: 本发明公开了一种供热节能系统及方法,属于供热节能技术领域。包括获取供热系统的实时运行数据并存储,构建供热系统的数字孪生模型;根据实时运行数据和历史数据,分析供热系统的运行状态,获取供热系统的节能运行策略;根据节能运行策略,发出操作指令至智能控制装置以对供热系统中的设备进行参数设定和启停控制。基于大数据和物联网,结合末端需求和能源供应,对供热系统进行节能调控,在保证供热的前提下,实现能源的按需分配,避免能源浪费。解决了现有技术中存在“为了保证用户体验,存在供热过度的情况,造成大量能源浪费”的问题。

    一种模块化钢结构树脂床净化装置

    公开(公告)号:CN112863724A

    公开(公告)日:2021-05-28

    申请号:CN202110024736.2

    申请日:2021-01-08

    Abstract: 本发明涉及核电厂厂房布置领域,特别涉及一种模块化钢结构树脂床净化装置,包括、安装底座,安装底座包括安装底板和钢结构底座,所述钢结构底座固定设置在所述安装底板上,所述安装底板底部设有用于与外部楼板中的预埋板连接的接口;树脂床单元,固定连接在所述钢结构底座上;屏蔽墙单元,环绕设在所述树脂床单元外侧,并形成密闭空间;废液管路单元,至少一部分设置在所述屏蔽墙单元内部,其输出端与所述树脂床单元的进液口连接,用于将废液排入树脂床单元,本发明相比于现有技术,减少了设计接口,降低了设计难度,有效提高了现场施工效率和安装质量。

    一种用于核电厂的地坑泵系统
    18.
    发明公开

    公开(公告)号:CN112786225A

    公开(公告)日:2021-05-11

    申请号:CN202110246192.4

    申请日:2021-03-05

    Abstract: 本发明涉及核电厂工艺布置领域,特别涉及一种用于核电厂的地坑泵系统,包括、废水收集箱、废水液位仪表,设置在所述废水收集箱上方,用于检测所述废水收集箱中的废水液位高度、抽水装置,用于将所述废水收集箱中的废水抽出废水收集箱,所述抽水装置的抽水管路连入所述废水收集箱内,所述抽水装置的排水管路连接至外部的废水处理系统,以及用于根据水位控制抽水装置启动的控制装置,本发明相比于现有技术,可以在整个核电厂寿期内确保放射性废水不泄漏,通过液位检测及废气抽排,可以实现地坑箱内放射性废水的容积控制及放射性气体累积超压控制。

    一种压水堆核电站事故后堆芯非能动冷却系统

    公开(公告)号:CN116189932B

    公开(公告)日:2025-02-28

    申请号:CN202211556641.6

    申请日:2022-12-06

    Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电站事故后堆芯非能动冷却系统,涉及核电站安全技术领域,解决了现有非能动冷却系统寒冷地区冬季无法对安全壳有效冷却的问题,提高了安全性,具体方案如下:包括屏蔽厂房、设置在屏蔽厂房内的安全壳和设置在安全壳内的压力容器,安全壳顶部中部位置固定设有冷却水分配盘,屏蔽厂房顶部设有与冷却水分配盘连接的冷却水箱以及贯穿屏蔽厂房顶部的空气流道,屏蔽厂房的筒体上设有若干空气入口,安全壳周侧设有导热板,导热板内含有传热工质以及用于隔热的隔板,导热板的下端与屏蔽厂房底部之间具有允许空气通过的空间,部分导热板的顶部与屏蔽厂房的顶部内壁固定连接并设有气体通道,部分导热板的顶部延伸至冷却水箱内。

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