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公开(公告)号：CN116659009A
公开(公告)日：2023-08-29
申请号：CN202310499295.0
申请日：2023-05-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: F24F7/003 , G05B19/418 , G21D1/02 , F24F7/08 , F24F5/00 , F24F8/108 , F24F8/15 , F24F8/95 , F24F11/89 , F24F13/28 , F24F13/30 , F24F11/64 , F24F3/14 , F24F11/54
Abstract: 本发明属于核电厂通风技术，具体涉及一种核电厂主控室应急可居留环境控制系统及方法，包括核心的风机驱动调节子系统，以及压缩空气驱动调节子系统和自然通风子系统；风机驱动调节子系统包括正常新风口和应急新风口、调节机组和净化机组、蓄冷箱和送风管、风冷热泵机组。应急工况下，新风和可居留区回风混合后经净化除污送至蓄冷机房，若送风温度超标则送至应急支路，送风经间接冷却后送至可居留区，此时启动低速送风，不进行排风，排风管路保持密闭，以保证可居留区正压。3个子系统既可以独立运行，也可以联合运行，以应对各种复杂工况，实现能源的梯级利用和优化配置。
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公开(公告)号：CN107221362B
公开(公告)日：2021-06-18
申请号：CN201710285740.8
申请日：2017-04-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明公开了一种地坑过滤器性能评价系统，包括通过管路依次流体导通的水环境模拟单元、动力装置和下游效应测试单元；所述水环境模拟单元包括水箱和与所述水箱导通的介质制备罐；所述水箱内设置有固定装置,所述固定装置用于固定被测试过滤器，使得被测试过滤器的流体出口与所述水箱的流体出口导通；所述下游效应测试单元包括通过管路依次流体导通的燃料组件测试单元和替换装置测试单元，所述燃料组件测试单元的流体入口与所述动力装置的流体出口通过管路导通。本发明可模拟核电厂事故后水环境，测试地坑过滤器在事故下的压降性能评价，同时也兼顾如燃料组件测试、阀门、管件流量系数测定等其他数据测试。
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公开(公告)号：CN109224603A
公开(公告)日：2019-01-18
申请号：CN201811196538.9
申请日：2018-10-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种用于滞留杂质的多层组合篮式过滤装置，包括过滤组件和框架；所述过滤组件附着于所述框架上以形成上端开口的框状结构；所述过滤组件包括至少两层带有过滤孔的过滤板。本发明的有益效果如下：本发明的过滤装置接收事故后安全壳反应堆厂房内携带碎渣的水流，一方面可以降低水流速，可以有效促进碎渣沉降以及滞留大量碎渣；另一方面通过过滤组件过滤，限制进入下游的碎渣尺寸，也进一步有效限制流通到下游碎渣总质量，更有助于确保安全系统的运行性能。
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公开(公告)号：CN107221362A
公开(公告)日：2017-09-29
申请号：CN201710285740.8
申请日：2017-04-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/001
Abstract: 本发明公开了一种地坑过滤器性能评价系统，包括通过管路依次流体导通的水环境模拟单元、动力装置和下游效应测试单元；所述水环境模拟单元包括水箱和与所述水箱导通的介质制备罐；所述水箱内设置有固定装置,所述固定装置用于固定被测试过滤器，使得被测试过滤器的流体出口与所述水箱的流体出口导通；所述下游效应测试单元包括通过管路依次流体导通的燃料组件测试单元和替换装置测试单元，所述燃料组件测试单元的流体入口与所述动力装置的流体出口通过管路导通。本发明可模拟核电厂事故后水环境，测试地坑过滤器在事故下的压降性能评价，同时也兼顾如燃料组件测试、阀门、管件流量系数测定等其他数据测试。
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公开(公告)号：CN115206568A
公开(公告)日：2022-10-18
申请号：CN202210756488.5
申请日：2022-06-30
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种分级卸压装置，包括进汽管线、消音模块及热能回收模块，所述进汽管线包括第一管线、第二管线及第三管线，所述第一管线分别与所述消音模块及所述热能回收模块连通，所述第二管线及所述第三管线皆与所述热能回收模块连通，且皆与大气连通，所述消音模块分别与所述热能回收模块及大气连通，所述热能回收模块分别与大气及各用户连通。本发明还提供一种蒸汽发生器二回路热阱系统，采用本发明所述的分级卸压装置及蒸汽发生器二回路热阱系统，可提高经济性、提升电厂经济性和安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113299412A
公开(公告)日：2021-08-24
申请号：CN202110472054.8
申请日：2021-04-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电站设备设计制造，具体涉及一种兼顾过滤与排水功能的应急堆芯冷却系统过滤器，包括上部过滤组件和泵取水坑，上部过滤组件包括流道及滤网，流道下部与内置换料水箱之间留有空隙，泵取水坑内部设有下沉式过滤组件，泵取水坑上端设有坑口企口，坑口企口的长度与宽度大于泵取水坑的坑口，坑口企口的底面低于内置换料水箱的底面，下沉式过滤组件低于内置换料水箱底面；本装置能够在内置换料水箱内水位低于上部滤网最低点时，提供了低水位的水进入泵取水坑的通道，从而进一步被安全系统泵排出并输送至反应堆换料水池，满足换料或检修的需求。
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公开(公告)号：CN117787752A
公开(公告)日：2024-03-29
申请号：CN202410024058.3
申请日：2024-01-08
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0637 , G06Q10/04 , G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明属于核电工程设计领域，具体涉及一种基于经济目标指引的核电站型号设计方法及模型。方法首先基线经济模型得到基线经济模型总造价，确定总体经济目标，修正后进行经济目标迭代，最终确定总体设计方案并进行经济性评价，设计模型包括基线经济模型、修正经济模型和对分系统进行优化的优化计算模型。在设计阶段贯彻经济性指引工作思路，能够有效降低单位千瓦造价和成本电价，从而提升核电经济性，基线经济模型采用三个层级确定分项造价，能够更好地体现核电工程的造价特性并有利于快速估价，经济目标迭代过程能够将经济目标的考量与设计目标进行综合考量并实现迭代优化，在预定目标下实现经济的设计方案。
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公开(公告)号：CN118051014A
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202410182278.9
申请日：2024-02-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G05B19/042
Abstract: 本发明公开了一种用于核电仪控系统的故障传播模型的构建方法和装置。该方法包括：首先，划分核电仪控系统的结构层次，确定核电仪控系统中各设备对应在故障传播模型中的层次；然后，划分核电仪控系统的功能，选择待建模的核电仪控系统功能，并识别核电仪控系统功能的功能流；最后，根据核电仪控系统中各设备对应在故障传播模型中的层次、核电仪控系统功能的功能流，利用模块自上而下逐层构建核电仪控系统功能对应的故障传播模型。本发明实施例的用于核电仪控系统的故障传播模型的构建方法和装置，能够基于核电仪控系统功能的功能流，构建得到统一的核电仪控系统的故障传播模型，提高了核电仪控系统可靠性分析的效率和准确性。
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公开(公告)号：CN118035238A
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202410181918.4
申请日：2024-02-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F16/22 , G06F16/25 , G06F30/20 , G06Q50/06 , G06F119/02
Abstract: 本发明公开了一种核电厂仪控系统失效数据库的构建方法和装置。该方法包括：首先，获取核电厂仪控系统中的所有部件；其次，识别部件的功能，并利用部件、组件、子系统层和系统层构建核电厂仪控系统的失效数据库结构树；然后，根据失效情景和预设的故障检测方法确定部件的失效模式；接下来，在失效数据库结构树中，添加部件的失效模式的失效数据，以构建核电厂仪控系统的失效模式库；最后，根据部件的失效模式对应的故障检测方法设置失效模式的失效模型，以构建核电厂仪控系统的失效模型库。本发明实施例的核电厂仪控系统失效数据库的构建方法和装置，基于标准化的失效数据库结构树，对核电厂仪控系统的可靠性数据进行全面、准确地分类和存储。
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公开(公告)号：CN113299412B
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202110472054.8
申请日：2021-04-29
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电站设备设计制造，具体涉及一种兼顾过滤与排水功能的应急堆芯冷却系统过滤器，包括上部过滤组件和泵取水坑，上部过滤组件包括流道及滤网，流道下部与内置换料水箱之间留有空隙，泵取水坑内部设有下沉式过滤组件，泵取水坑上端设有坑口企口，坑口企口的长度与宽度大于泵取水坑的坑口，坑口企口的底面低于内置换料水箱的底面，下沉式过滤组件低于内置换料水箱底面；本装置能够在内置换料水箱内水位低于上部滤网最低点时，提供了低水位的水进入泵取水坑的通道，从而进一步被安全系统泵排出并输送至反应堆换料水池，满足换料或检修的需求。
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