一种核电厂冗余仪表信号预测系统及方法

    公开(公告)号:CN113344266A

    公开(公告)日:2021-09-03

    申请号:CN202110599120.8

    申请日:2021-05-31

    IPC分类号: G06Q10/04 G06Q50/06

    摘要: 本发明涉及一种核电厂冗余仪表信号预测系统及方法,包括模型训练模块和模型预测模块。所述模型训练模块根据无故障历史数据计算并保存仪表权重、仪表系统误差等模型参数;所述模型预测模块通过训练完成的模型对仪表信号进行在线预测。本发明提供的冗余仪表信号预测方法能够在核电厂正常运行期间对冗余仪表信号进行实时在线监测,通过比较模型预测值和实际测量值的差异,可以提前判断仪表是否出现性能降级或者损坏,从而提高核电厂安全性,降低核电厂运行维护成本。

    一种环形空间通风系统及方法

    公开(公告)号:CN113266594A

    公开(公告)日:2021-08-17

    申请号:CN202110389548.X

    申请日:2021-04-12

    IPC分类号: F04D27/00 G21D3/06 G21F9/02

    摘要: 本发明属于核电站通风系统设计技术领域,具体涉及一种环形空间通风系统,该系统包括正常系列、安全系列一、安全系列二、电动防火阀b、止回阀c、防火阀c、电动防火阀d、软接头a和烟囱;正常系列的一端依次连接防火阀c、止回阀c和排风口b,另一端依次连接电动防火阀d、软接头a和烟囱;安全系列一的一端依次连接防火阀c、止回阀c和排风口b,另一端依次连接电动防火阀d、软接头a和烟囱;安全系列二的一端连接排风口a,另一端依次连接电动防火阀b、软接头a和烟囱。本发明解决环形空间维持负压的系统设计问题,提高了在火灾情况下系统的可运行性及系统的自动控制,提高核电站运行的安全性和可靠性。

    监测系统显示功能设计方法及系统、验证方法、显示方法

    公开(公告)号:CN113238530A

    公开(公告)日:2021-08-10

    申请号:CN202110448075.6

    申请日:2021-04-25

    IPC分类号: G05B19/418

    摘要: 本发明公开了核电厂运行状态智能监测系统显示的功能设计方法,包括:获取需监测的运行功能清单、运行参数清单及其两者之间的映射关系,运行参数清单包括主要运行参数和辅助运行参数;根据主要运行参数及所述映射关系,获取与运行功能清单中各运行功能相应的智能监测模型;将各运行功能、辅助运行参数的监测结果、各智能监测模型所监测的主要运行参数的监测结果显示在运行状态智能监测系统的显示界面上。进一步地,还提供相应的设计系统、验证方法、显示方法。该设计方法及系统、验证方法、显示方法得到的运行状态智能监测系统显示功能可提高运行状态监测效率且提前识别出运行参数的异常趋势,避免人因失误、降低维护成本、提高核电厂的安全性。

    一种大型先进压水堆可保护主冷却剂泵消防系统

    公开(公告)号:CN113140332A

    公开(公告)日:2021-07-20

    申请号:CN202110361915.5

    申请日:2021-04-02

    IPC分类号: G21C9/04 G21C15/18

    摘要: 本发明属于核反应堆设计技术领域,具体涉及一种大型先进压水堆可保护主冷却剂泵消防系统。该消防系统包括喷洒设施、系统综合态势感知、系统启动状态反馈和启动装置四部分;在正常情况下消防系统处备用状态,系统综合态势感知实时监测喷洒设施情况,保障整个消防系统始终处于良好的状态;当主冷却剂泵房间发生火灾需要消防系统动作时,启动装置启动喷洒设施,系统启动状态反馈将实时监测运行情况,综合显示喷洒设施是否正常,保障消防系统的灭火效果。本发明消防系统整体安全性高,能够有效保护主冷却剂泵的消防安全。

    一种堆芯熔融物捕集器
    126.
    发明授权

    公开(公告)号:CN105609146B

    公开(公告)日:2019-10-29

    申请号:CN201510993995.0

    申请日:2015-12-25

    IPC分类号: G21C9/016

    摘要: 本发明属于核反应堆安全技术领域,具体涉及一种堆芯熔融物捕集器。现有的熔融物捕集器对堆芯熔融物的铺展不均匀,过程缓慢,能动部件在严重事故中容易失效,影响了对堆芯熔融物的铺展降温操作,造成较大的安全隐患。本发明所提供的堆芯熔融物捕集器,包括位于反应堆下方的设置有熔融物导引装置的熔融物滞留隔间,其中,在所述熔融物滞留隔间内设置有熔融物爆破铺展装置,对堆芯熔融物的铺展均匀迅速,且为非能动方式,在严重事故发生时的可靠性高。

    一种非能动模块化流体阻力元件

    公开(公告)号:CN109505829A

    公开(公告)日:2019-03-22

    申请号:CN201811434433.2

    申请日:2018-11-28

    IPC分类号: F15D1/00 F15D1/02 F16L55/027

    摘要: 本发明涉及一种非能动模块化流体阻力元件,包括多个相互连接的空间节点。本发明的有益效果如下:(1)该类型阻力元件采用多个空间节点连接,使其具有加工、安装及调试难度明显降低;(2)该类型阻力元件采用框架结构及模块化节点,可使其设计工作更有效利用数值模拟及机器学习技术;(3)该类型阻力元件具有的框架结构易于实现各种空间形态,使阻力元件的使用范围提高;(4)该类型阻力元件具有非能动特性,与能动的流量或流阻调节装置相比,具有更高的可靠性。

    安全壳卸压过滤排放综合性系统

    公开(公告)号:CN108062984A

    公开(公告)日:2018-05-22

    申请号:CN201711182715.3

    申请日:2017-11-23

    IPC分类号: G21C9/02 G21C9/004

    CPC分类号: Y02E30/40 G21C9/02 G21C9/004

    摘要: 本发明涉及一种安全壳卸压过滤排放综合性系统,包括从安全壳引出安全壳大气的排放管路,在排放管路位于安全壳内的管段上设置第一金属纤维过滤器,排放管路从安全壳引出后,穿过安全壳隔离阀与文丘里水洗过滤器连接,经文丘里水洗过滤器过滤后的排放气体进入第二金属纤维过滤器,第二金属纤维过滤器内形成的冷凝液通过冷凝液返回管线返回文丘里水洗过滤器,第二金属纤维过滤器的出气端经预热回路与银沸石过滤器连接,银沸石过滤器的出气端连接爆破膜,爆破膜的下游管线经排放隔离阀与核电厂烟囱连接或通过气体返回管路返回安全壳内部或连接废气贮存器。本发明能够确保严重事故后安全壳的完整性和没有放射性排到大气环境中对环境和人员产生危害。

    一种具有活动工作平台的安全壳热工水力实验系统

    公开(公告)号:CN107403651A

    公开(公告)日:2017-11-28

    申请号:CN201710437893.X

    申请日:2017-06-12

    IPC分类号: G21C17/00

    CPC分类号: G21C17/001

    摘要: 本发明属于核电厂安全壳热工水力实验技术领域,具体涉及一种具有活动工作平台的安全壳热工水力实验系统。包括固定壳体(1),位于所述固定壳体(1)内的活动工作平台(2),所述固定壳体(1)、活动工作平台(2)共同构成封闭的实验大空间,所述活动工作平台(2)在所述固定壳体(1)内的水平高度能够调整,还包括设置在所述实验大空间内的反应堆模拟结构、贯穿设置在所述活动工作平台(2)上的喷放管路,设置在所述活动工作平台(2)下方、与所述喷放管路相连、向所述实验大空间提供壳内质能释放过程的质能释放模拟设备。该系统能够获得可变的实验大空间,满足不同容积条件的安全壳热工水力实验的需要。

    一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统

    公开(公告)号:CN107170492A

    公开(公告)日:2017-09-15

    申请号:CN201710238463.5

    申请日:2017-04-13

    IPC分类号: G21C15/18 G21C13/10

    CPC分类号: Y02E30/40 G21C15/18 G21C13/10

    摘要: 本发明属于核安全控制技术领域,涉及一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统。所述的系统包括泄压管路、泄压管路换热器、过滤水箱、过滤水箱换热器、过滤回路、回气管路,泄压管路一端连接安全壳的泄压阀,另一端连接过滤水箱,且在其中间连接有泄压管路换热器;泄压管路换热器用于降低从泄压管路中导出泄漏物质的温度;过滤水箱通过其中或其外设置的过滤回路过滤掉泄漏物质中携带的裂变产物放射性核素,通过其中或其外设置的过滤水箱换热器为其中装盛的水降温;回气管路一端连接过滤水箱的出气口,另一端连接安全壳。利用本发明的系统,可降低核电厂安全壳泄漏物质温度,并大大减少乃至杜绝其中放射性核素的排放。