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公开(公告)号：CN112061363B
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202010833107.X
申请日：2020-08-18
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
Abstract: 本发明公开了一种基于核动力的海洋康养平台，属于海洋康养技术领域，包括：船体，其包括多个舱室、通风系统和供水系统；防疫模块，包括安装于船体内的跟踪单元、安装于通风系统的通风防疫单元、安装于供水系统的供水防疫单元、以及后台控制单元，后台控制单元根据第一监测装置和第二监测装置发送的监测数据控制第一开关和第二开关的启闭，并根据跟踪单元采集的人员流动数据调控通风系统；核动力模块，连接船体和防疫模块，用于为船体和防疫模块供电。本发明的有益效果：实现在海洋上可长时间满足康养需求，为商业化开发海洋康养领域提供安全保障，具有巨大的商业前景。
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公开(公告)号：CN111931428A
公开(公告)日：2020-11-13
申请号：CN202010640519.1
申请日：2020-07-06
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种用于优化海洋核动力平台的方法及系统，涉及海洋核动力平台数值设备领域，该方法包括获取海洋核动力平台设备的结构数据以及功能数据；获取实际运行前的实验数据以及实际运行过程中的数据；创建用于对海洋核动力平台设备运行状态模拟计算的数值模型，并将获取的结构数据作为数值模型的静态数据库，功能数据作为数值模型的动态数据库；将设备运行前的实验数据输入数值模型，得到设备模拟运行数据，将设备模拟运行数据和设备实际运行过程中的数据进行对比，以修正数值模型，修正后的数值模型继续进行动态模拟，然后基于再次得到的设备模拟运行数据优化结构数据和功能数据。本发明能够真实的对设备的运行过程进行模拟。
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公开(公告)号：CN112037944A
公开(公告)日：2020-12-04
申请号：CN202010858982.3
申请日：2020-08-24
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的二回路热量导出系统，涉及海洋核动力平台二回路热量导出领域，包括热量导出组件和散热组件，所述热量导出组件包括与蒸汽发生器相连，用于将蒸汽发生器内蒸汽导出的水箱入口管线，以及与蒸汽发生器相连，用于将水箱入口管线导出的蒸汽冷却后形成的冷水回流至蒸汽发生器的水箱出口管线，所述蒸汽发生器与反应堆压力容器相连；所述散热部件为分离式换热部件，所述散热部件的一端与水箱入口管线相连以将水箱入口管线中的蒸汽冷却形成冷水，另一端与水箱出口管线相连以将冷却形成的冷水导至水箱出口管线中。本发明能够确保核动力装置的安全，同时也保证了热量导出的经济性。
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公开(公告)号：CN111744334A
公开(公告)日：2020-10-09
申请号：CN202010755174.4
申请日：2020-07-31
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
Abstract: 本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的放射性废气排放系统，涉及海洋核动力平台放射性废气大气排领域，包括废气清洗收集组件和废气排放组件，所述废气清洗及收集组件包括清洗箱以及装载于所述清洗箱内用于对低放废气进行清洗的清洗溶液，所述清洗箱的外壁上开设有用于对清洗箱内清洗溶液进行更换的出入口；所述废气排放组件包括设于清洗箱侧壁上用于导入低放废气至清洗箱的废气入口管线，以及设于所述清洗箱顶端用于将清洗后的低放废气排出的废气排放出口管线。本发明能够极大地降低进入外界环境的核素活度，降低海洋生态被破坏的风险。
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公开(公告)号：CN111931428B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202010640519.1
申请日：2020-07-06
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F119/14 , G06F113/08
Abstract: 本发明公开了一种用于优化海洋核动力平台的方法及系统，涉及海洋核动力平台数值设备领域，该方法包括获取海洋核动力平台设备的结构数据以及功能数据；获取实际运行前的实验数据以及实际运行过程中的数据；创建用于对海洋核动力平台设备运行状态模拟计算的数值模型，并将获取的结构数据作为数值模型的静态数据库，功能数据作为数值模型的动态数据库；将设备运行前的实验数据输入数值模型，得到设备模拟运行数据，将设备模拟运行数据和设备实际运行过程中的数据进行对比，以修正数值模型，修正后的数值模型继续进行动态模拟，然后基于再次得到的设备模拟运行数据优化结构数据和功能数据。本发明能够真实的对设备的运行过程进行模拟。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112061363A
公开(公告)日：2020-12-11
申请号：CN202010833107.X
申请日：2020-08-18
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
Abstract: 本发明公开了一种基于核动力的海洋康养平台，属于海洋康养技术领域，包括：船体，其包括多个舱室、通风系统和供水系统；防疫模块，包括安装于船体内的跟踪单元、安装于通风系统的通风防疫单元、安装于供水系统的供水防疫单元、以及后台控制单元，后台控制单元根据第一监测装置和第二监测装置发送的监测数据控制第一开关和第二开关的启闭，并根据跟踪单元采集的人员流动数据调控通风系统；核动力模块，连接船体和防疫模块，用于为船体和防疫模块供电。本发明的有益效果：实现在海洋上可长时间满足康养需求，为商业化开发海洋康养领域提供安全保障，具有巨大的商业前景。
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公开(公告)号：CN112131270A
公开(公告)日：2020-12-25
申请号：CN202010962644.4
申请日：2020-09-14
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G06F16/2458 , G06F17/18 , G06Q10/04 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的智能预测数值方法及系统，涉及海洋核动力平台智能预测数值分析领域，该方法包括基于海洋核动力平台的已有数据，创建数据库，所述数据库包括多个参数，且每个参数包括多个输入参数项，每个输入参数项均包括多个输入参数；将预测的海洋核动力平台未来运行时的输入参数项，与数据库中对应预测输入参数项的输入参数项进行误差计算；判断误差计算结果是否不大于预设值，若是，则表明预测准确，若否，则对预测输入参数项进行修正。本发明能够极大地提升海洋核动力平台运行的安全性及经济性。
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公开(公告)号：CN111785399B
公开(公告)日：2023-06-20
申请号：CN202010640475.2
申请日：2020-07-06
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C15/243 , G21C15/257
Abstract: 本发明公开了一种用于海洋核动力平台热量导出的系统，涉及散热处理领域，包括热量导出部件和散热部件，所述热量导出部件包括与反应堆压力容器相连用于将反应堆压力容器内热水导出的热管段，以及与反应堆压力容器相连，用于将热管段导出的热水冷却后形成的冷水回流至反应堆压力容器的冷管段。所述散热部件为分离式换热部件，所述散热部件的一端与热管段相连以将热管段中的热水冷却形成冷水，另一端与冷管段相连以将形成的冷水导至冷管段中。本发明能够极大提升海洋核动力平台的可靠性和经济性，同时降低后续海洋核动力平台的运行风险。
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公开(公告)号：CN111863293A
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN202010857381.0
申请日：2020-08-24
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明公开了一种适用于海洋核动力平台的注射系统，涉及海洋核动力平台一回路热量导出领域，包括注射子管线部件和注射母管线部件，所述注射子管线部件包括用于将安注水导至一回路主管道热管段的安注热管端子管线，以及用于将安注水导至一回路主管道冷管段的安注冷管端子管线；所述注射母管线部件包括安注水箱，以及用于将安注水箱中的安注水导至安注热管端子管线和安注冷管端子管线中的安注母管线。本发明能够实现海洋核动力平台失水事故后的堆芯热量快速排出，极大提升海洋核动力平台运行的可靠性和经济性。
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公开(公告)号：CN111785399A
公开(公告)日：2020-10-16
申请号：CN202010640475.2
申请日：2020-07-06
Applicant: 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所)
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C15/243 , G21C15/257
Abstract: 本发明公开了一种用于海洋核动力平台热量导出的系统，涉及散热处理领域，包括热量导出部件和散热部件，所述热量导出部件包括与反应推压力容器相连用于将反应推压力容器内热水导出的热管段，以及与反应推压力容器相连，用于将热管段导出的热水冷却后形成的冷水回流至反应推压力容器的冷管段。所述散热部件为分离式换热部件，所述散热部件的一端与热管段相连以将热管段中的热水冷却形成冷水，另一端与冷管段相连以将形成的冷水导至冷管段中。本发明能够极大提升海洋核动力平台的可靠性和经济性，同时降低后续海洋核动力平台的运行风险。
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