一种核电站气液混合装置
    1.
    发明公开

    公开(公告)号:CN119075725A

    公开(公告)日:2024-12-06

    申请号:CN202411083495.9

    申请日:2024-08-07

    Abstract: 本发明公开了一种核电站气液混合装置,该气液混合装置包括:进液管道、进气管道、流体混合管道和流体输出管道;进气管道与进液管道连通,进液管道、流体混合管道和流体输出管道依次连通;进气管道通入气体或者气液混合物;流体混合管道内设有沿其轴向排列的若干混合元件,若干混合元件包括至少一个第一混合元件和至少一个第二混合元件,第一混合元件和第二混合元件的流道交错设置。本发明通过流体混合管道内的流道交错设置的第一混合元件和第二混合元件进行气泡破碎和气液搅混,实现气液充分接触混合,促进气体(比如氢气)溶解,从而可以维持或提高一回路冷却剂中的溶解氢浓度。

    核电站一回路冷却剂高压加氢系统

    公开(公告)号:CN106847349A

    公开(公告)日:2017-06-13

    申请号:CN201611055450.6

    申请日:2016-11-25

    Abstract: 本发明公开了一种核电站一回路冷却剂高压加氢系统,其包括:与一回路连接的上充流管路、位于上充流管路下游的混合管,以及通过至少一条加氢管路连接至上充流管路的氢气源,其中,来自加氢管路的氢气和上充流管路中的一回路冷却剂汇合后进入混合管。相对于现有技术,本发明核电站一回路冷却剂高压加氢系统具有以下有益效果:1)采用高压直接加氢方式,可有效控制加氢量,提高一回路冷却剂溶解氢浓度的控制精度和调节速率;2)适用于采用或不采用容控箱的堆型,适用范围广;3)容控箱可采用氮气覆盖,消除容控箱中大量氢气带来的爆炸和火灾等安全隐患;4)避免机组启动和停堆阶段容控箱的气体覆盖种类的繁琐更换。

    核电厂热交换器故障诊断方法及其装置、电子设备、介质

    公开(公告)号:CN119249100A

    公开(公告)日:2025-01-03

    申请号:CN202411317945.6

    申请日:2024-09-20

    Abstract: 本申请涉及核电厂技术领域,尤其是涉及一种核电厂热交换器故障诊断方法及其装置、电子设备、介质。根据本申请实施例提供的核电厂热交换器故障诊断方法,需要针对核电厂热交换器进行检测,得到实际工况数据;获取匹配于所述核电厂热交换器的健康工况数据;根据所述健康工况数据对所述实际工况数据进行故障粗定性分析,确定所述核电厂热交换器的热交换运行状态;响应于所述热交换运行状态被确定为故障运行状态,基于所述实际工况数据进行故障精定性分析,确定匹配于所述热交换运行状态的故障诊断类型。如此一来,便能够在核电厂热交换器进行故障诊断的过程中进一步提升诊断效率和准确性。

    核电站一回路净化冷却系统

    公开(公告)号:CN106653108B

    公开(公告)日:2018-05-29

    申请号:CN201611001037.1

    申请日:2016-11-14

    CPC classification number: Y02E30/40

    Abstract: 本发明公开了一种核电站一回路净化冷却系统,其包括再生换热器、两台余热排出泵、两台余排换热器和过滤除盐净化单元,其中,再生换热器、余热排出泵、余排换热器和过滤除盐净化单元通过管线依次串联连接,且还设置有用于旁通再生换热器的再生换热器旁通管线、用于旁通过滤除盐净化单元的余排隔离旁通管线。相对于现有技术,本发明核电站一回路净化冷却系统将传统的化学和容积控制系统以及余热排出系统合二为一,系统更加简化,设备数量减少,布置空间要求降低,相应的运行和设备维护费用也明显减少,从而提高核电站经济性,具有较好的推广应用价值。

    核电站一回路净化冷却系统

    公开(公告)号:CN106653108A

    公开(公告)日:2017-05-10

    申请号:CN201611001037.1

    申请日:2016-11-14

    CPC classification number: Y02E30/40 G21C15/18 G21C15/00

    Abstract: 本发明公开了一种核电站一回路净化冷却系统,其包括再生换热器、两台余热排出泵、两台余排换热器和过滤除盐净化单元,其中,再生换热器、余热排出泵、余排换热器和过滤除盐净化单元通过管线依次串联连接,且还设置有用于旁通再生换热器的再生换热器旁通管线、用于旁通过滤除盐净化单元的余排隔离旁通管线。相对于现有技术,本发明核电站一回路净化冷却系统将传统的化学和容积控制系统以及余热排出系统合二为一,系统更加简化,设备数量减少,布置空间要求降低,相应的运行和设备维护费用也明显减少,从而提高核电站经济性,具有较好的推广应用价值。

    核电厂乏燃料水池应急冷却装置及应急冷却系统

    公开(公告)号:CN209056292U

    公开(公告)日:2019-07-02

    申请号:CN201821346256.8

    申请日:2018-08-20

    Abstract: 本实用新型公开了一种核电厂乏燃料水池应急冷却装置,包括:设置于同一移动运载平台上的发电机组、循环冷却泵和空冷器;发电机组通过供电电缆与循环冷却泵和空冷器连接,用于为循环冷却泵和空冷器提供动力,循环冷却泵的入口通过引水管线与乏燃料水池的原冷却系统的取水口连接,循环冷却泵的出口通过连接管线与空冷器的入口连接,空冷器的出口通过回水管线向乏燃料水池输送冷却后的池水;当乏燃料水池的原冷却系统发生故障时,发电机组驱动循环冷却泵和空冷器工作,循环冷却泵将引入的乏燃料水池的池水通过连接管线输送至空冷器进行冷却,空冷器对池水进行冷却后输送回乏燃料水池。相对于现有技术,本实用新型应急冷却装置无需喷淋水进行冷却。

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