一种双堆共用反应堆厂房的核能供热堆布置方法

    公开(公告)号:CN113808768B

    公开(公告)日:2024-08-13

    申请号:CN202111198250.7

    申请日:2021-10-14

    Abstract: 本发明涉及核能供热堆布置技术领域,具体公开了一种双堆共用反应堆厂房的核能供热堆布置方法,同两个一体化反应堆本体及包容其的安全壳容纳于同一个反应堆厂房内,除专设安全设施及与反应堆运行直接相关的辅助系统单堆配置以外,其余安全相关及放射性包容的系统尽量共用,从而减少抗震I类反应堆厂房的占地面积和体容量,提高经济性;在保障安全性、可运行性、施工可行性的基本前提下,将反应堆冷却剂系统和专设安全设施布置大大简化,双堆共用装换料系统和部分辅助、三废和支持系统,相比传统堆型,大大减少了抗震I类核岛厂房的占地面积和体容量,降低了建造成本,具有优越的经济性能。

    核电厂大气释放蒸汽收集及热量利用系统

    公开(公告)号:CN118231010A

    公开(公告)日:2024-06-21

    申请号:CN202410355983.4

    申请日:2024-03-27

    Abstract: 本发明提供一种核电厂大气释放蒸汽收集及热量利用系统,包括蒸汽排放管路、第一循环系统以及第二循环系统,蒸汽排放管路与主蒸汽管路连通,蒸汽排放管路上设有大气释放阀;第一循环系统包括水箱和与水箱相连接的第一循环管路,蒸汽排放管路一端延伸至水箱内,第一循环管路用于将水箱内的热水提取并进行换热循环;第二循环系统包括换热器和第二循环管路,第一循环管路和第二循环管路分别流经换热器,第二循环管路上设有发电机组,发电机组用于接收经换热器蒸发形成的热蒸汽并进行发电。本系统不仅收集了核电机组调试和启停阶段的排放的蒸汽和热量,同时消除了噪音,避免了蒸汽所附带的热量以及水分的浪费,提高了蒸汽的利用率,也有利于环保。

    蒸汽喷射器快速优化迭代方法及系统

    公开(公告)号:CN118153233A

    公开(公告)日:2024-06-07

    申请号:CN202410343654.8

    申请日:2024-03-25

    Abstract: 本发明提供一种蒸汽喷射器快速优化迭代方法及系统,迭代方法包括建立蒸汽喷射器的几何模型;将几何模型输入至CFD仿真软件中,并驱动CFD求解器对几何模型进行网格划分;在CFD仿真软件中输入蒸汽喷射器的几何参数和无量纲数进行仿真计算,并输出目标参数;判断目标参数是否满足设定要求,若满足要求,则输出目标参数;若不满足要求,则通过修正函数调整几何参数和无量纲数初始值,再进行仿真计算,直至满足要求。上述蒸汽喷射器快速优化迭代方法,通过建立蒸汽喷射器的几何模型,然后驱动CFD求解器进行网格划分和指定工况下的边界条件定义,进而求解得到目标参数,并与预先设定值进行比较,便可以判断方案是否满足要求。

    一种核电厂凝结水处理系统及方法

    公开(公告)号:CN117088474A

    公开(公告)日:2023-11-21

    申请号:CN202311168871.X

    申请日:2023-09-11

    Abstract: 本公开涉及核电站凝结水技术领域,提出了一种核电厂凝结水处理系统及方法,包括通信连接的控制单元与EDI处理回路,EDI处理回路包括依次连接的前置过滤器组、流量分配单元与多个EDI处理子单元;控制单元被配置为根据待处理凝结水的流量,采用时序控制及冒泡排序,自动配置需投入的EDI处理子单元数量。可部分或完全替代离子交换工艺处理核电厂凝结水,极大简化凝结水精处理系统工艺及设备,且无需使用再生化学试剂,凝结水的背景碱化剂浓度及使用温度可拓宽,提高凝结水精处理系统可用率,降低由于树脂再生不完全或其他过程将杂质带入二回路循环、凝结水背景碱化剂浓度导致精处理系统不可用、凝结水温度超过净化系统使用限值的可能性。

    一种爆破阀检修用旋转吊耳的支撑装置

    公开(公告)号:CN111824946A

    公开(公告)日:2020-10-27

    申请号:CN202010804356.6

    申请日:2020-08-10

    Abstract: 本发明公开了一种爆破阀检修用旋转吊耳的支撑装置,其特征在于,包括支撑主体,支撑主体由两个支撑结构固定连接组成,支撑主体的下方设有主吊耳,支撑主体的侧部设有推力轴承,推力轴承与旋转梁连接,旋转梁的下方设有副吊耳。本发明所设计的一种爆破阀检修用旋转吊耳专用支撑,包含一个承载大的用于吊运爆破阀的主吊耳和一个使用方便的用于吊运爆破阀爆破单元的副吊耳,方便电站运维期间的检修使用,消除了传统吊运方式操作不便、时间长、安全性低、经济性差和辐照剂量高等弊端,提高了核电站的安全性和经济性。

    一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法

    公开(公告)号:CN113823428B

    公开(公告)日:2024-08-13

    申请号:CN202111202510.3

    申请日:2021-10-15

    Abstract: 本发明涉及核电站稳压系统技术领域,具体公开了一种新型核电站的安全运行系统及其运行方法,包括中间热交换器、循环泵、高压氮气罐、稳压器、第一电动隔离阀和第二电动隔离阀;所述中间热交换器与稳压器氮气出口相连,用于在氮气进入系统前进行充分升温,中间热交换器的管侧用于流出高压高温氮气,中间热交换器的壳侧用于流入高压低温氮气;所述循环泵通过管线与中间热交换器相连;两组电动隔离阀与高压氮气罐组成稳压器旁路。本发明与传统核电站的稳压系统不同,采用氮气进行稳压,同时增设了中间热交换器、循环泵和高压氮气罐,取代了传统蒸汽稳压中的电加热器和喷雾系统,结构简单,维护方便。

    先进小型堆用冷凝回流循环冷却试验系统

    公开(公告)号:CN118352106A

    公开(公告)日:2024-07-16

    申请号:CN202410505134.2

    申请日:2024-04-25

    Abstract: 本发明提供一种先进小型堆用冷凝回流循环冷却试验系统,包括:冷却水池、安全壳以及压力容器,压力容器位于安全壳内,安全壳安装于冷却水池内,安全壳与压力容器之间为真空腔;供水机构一端与压力容器和冷却水池连通,用于向压力容器和冷却水池内供水;监测系统包括温度测量机构、液位测量机构以及压力测量机构,压力容器和真空腔内分别设有温度测量机构、液位测量机构以及压力测量机构,冷却水池内设有温度测量机构以及液位测量机构;排水池设于冷却水池外部,用于排出冷却水池、安全壳以及压力容器内的实验水。上述试验系统降低了先进小型堆非能动堆芯冷却系统设计评价的难度,提升了系统设计的安全性以及反应堆运行的可靠性和经济性。

    基于压水堆的工业供汽系统及供汽方法

    公开(公告)号:CN118066522A

    公开(公告)日:2024-05-24

    申请号:CN202410355987.2

    申请日:2024-03-27

    Abstract: 本发明提供一种基于压水堆的工业供汽系统及供汽方法,供汽系统包括进气流道和第一分支流道,进气流道,接收压水堆的低温低压蒸汽;第一分支流道,与进气流道连通,第一分支流道上设有热管堆,热管堆用于对第一分支流道内流通的蒸汽进行加温;热管堆下游设有至少一个第二分支流道,第二分支流道用于对流出热管堆的蒸汽进行加压或者与进气流道的蒸汽进行混合以得到不同品质的输出蒸汽。上述基于压水堆的工业供汽系统,基于现有压水堆提供的低温低压蒸汽,结合热管堆的固有安全和高温优势,利用第一分支流道和至少一个第二分支流道对低温低压蒸汽进行处理,以获得不同品质的输出蒸汽,实现全范围的压力工业供汽需求。

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