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核电厂事故处理策略生成方法、装置和电子设备 公开日期:2024-04-16 公开号:CN113972019A 申请号:CN202010715416.7核电厂事故处理策略生成方法、装置和电子设备
- 申请号:CN202010715416.7
- 公开号:CN113972019A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:华龙国际核电技术有限公司
本申请提供一种核电厂事故处理策略生成方法、装置和电子设备,其中,该方法包括:将核电厂假设始发事件进行归并分组,获取核电厂工况清单;根据核电厂工况清单确定的核电厂事故工况,执行核电厂安全功能的安全因素需求分析,获取核电厂需要执行的安全功能的安全因素;根据核电厂需要执行的安全功能的安全因素,识别执行安全功能的安全因素的系统动作,获取缓解核电厂事故的安全措施;将缓解核电厂事故安全措施有序组织,生成核电厂事故处理策略。通过本申请,完善了核电厂安全设计,保障核电厂的安全运行。- 发布时间:2023-04-23 09:32:38
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非能动换热系统和反应堆系统 公开日期:2024-04-16 公开号:CN114023470A 申请号:CN202111095627.6非能动换热系统和反应堆系统
- 申请号:CN202111095627.6
- 公开号:CN114023470A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:中国船舶重工集团公司第七一九研究所
本发明提供的非能动换热系统,当第一换热介质供给装置内的液位低于最上方的第一入口时,与该第一入口相邻且位于该第一入口下方的第一入口处的阀门导通,其余阀门关闭,且根据连通器原理,第一换热介质无法经最上方的第一入口流回,仅通过与阀门被导通的第一入口回流。以此类推,随着液位逐渐降低,位于液位下方的阀门逐一打开,可适应不同液位时,第一换热介质的自然循环流动,无需通过增加设计余量的方式保证液位始终高于最上方的第一入口,降低了非能动换热系统的重量,缩减了建造成本。进一步,本发明提供的反应堆系统,由于具备如上所述的非能动换热系统,因此,同样可取得与如上所述相同的优势。- 发布时间:2023-04-24 09:52:37
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一种实现壳体重复利用的废旧过滤器拆解工艺 公开日期:2024-04-16 公开号:CN113936834A 申请号:CN202111239739.4一种实现壳体重复利用的废旧过滤器拆解工艺
- 申请号:CN202111239739.4
- 公开号:CN113936834A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:河南核净洁净技术有限公司
本发明公开一种实现壳体重复利用的废旧过滤器拆解工艺,涉及低放射性废旧过滤器拆解工艺的技术领域。所述工艺是由以下步骤组成:送入整备装置、拆解外部包装、高压水冲击取芯、高压水冲击清胶、清理残留胶屑、废渣废水处理。利用本发明的工艺对低放射性废旧过滤器进行自动化拆解和物料分类后能够将壳体完好地分离出来,实现壳体的重复利用,提高资源利用率,实现可持续发展;同时也减少了固体废物的排放,顺利解决核电站内废旧过滤器暂存压力过大的问题;本发明还具有环境清洁度高、减少环境污染、操作安全性高的优点。- 发布时间:2023-04-23 09:06:19
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一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒 公开日期:2024-04-16 公开号:CN117894492A 申请号:CN202410128269.1一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒
- 申请号:CN202410128269.1
- 公开号:CN117894492A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:西安交通大学
本发明公开了一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒,包括燃料芯块,与燃料芯块夹层式设计的高导热性材料,设置在燃料芯块周围的复合碳化硅包壳,以及燃料芯块—复合碳化硅包壳之间的环形间隙。该燃料棒设计通过使用高导热性材料与燃料芯块夹层式设计,提高芯块传热性能,从而降低由于受辐照碳化硅包壳热导率显著降低而导致的较高燃料温度,避免反应堆运行期间燃料芯块与包壳发生机械相互作用;与燃料芯块夹层式设计的材料具有高热导率,较强力学性能,良好的中子辐照稳定性等优点;燃料棒环形间隙填充氦气,以平衡内外压差,增强间隙导热能力。- 发布时间:2024-04-21 07:22:22
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一种核动力航天器组合式阴影屏蔽体 公开日期:2024-04-16 公开号:CN117894494A 申请号:CN202311844498.5一种核动力航天器组合式阴影屏蔽体
- 申请号:CN202311844498.5
- 公开号:CN117894494A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:哈尔滨工程大学
一种核动力航天器组合式阴影屏蔽体,属于核辐射安全防护技术领域。本发明解决了现有的常规组合式屏蔽体质量较大的问题。包括沿轴向依次布置的第一至第四屏蔽层,每层屏蔽层均为圆台形结构,其中第一屏蔽层及第三屏蔽层的材料均为碳化硼,第二屏蔽层的材料为钨,第四屏蔽层的材料为304不锈钢,每层屏蔽层内部均开设有环腔。通过在每层屏蔽层内部开设环腔,进而对组合式阴影屏蔽体内部结构进行合理切除,进一步显著降低组合式阴影屏蔽体的质量,实现屏蔽减重,以适用于更高功率的反应堆,避免因屏蔽体质量占比过大而降低航天器必要设备的重量,影响航天器正常功能。- 发布时间:2024-04-21 07:18:01
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核反应堆堆芯中子及温度探测装置 公开日期:2024-04-16 公开号:CN107767974A 申请号:CN201711122184.9核反应堆堆芯中子及温度探测装置
- 申请号:CN201711122184.9
- 公开号:CN107767974A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:国核自仪系统工程有限公司
一种核反应堆堆芯中子及温度探测装置,涉及核电技术领域,所解决的是减小灵敏度偏差及提升使用寿命的技术问题。该装置包括安装在压力容器内的多支堆芯探测组件,各堆芯探测组件沿压力容器的径向均匀布设,所述堆芯探测组件包括用于监测核反应堆堆芯燃料组件出口冷却剂温度的至少一支铠装核级热电偶温度计,及用于监测核反应堆堆芯中子注量率的多支钒自给能中子探测器,并且各钒自给能中子探测器的钒发射体等长,各钒自给能中子探测器沿压力容器的轴向从下至上依次布设。本发明提供的装置,适用于压水堆核电站堆芯仪表系统。- 发布时间:2024-04-21 07:24:58
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用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置 公开日期:2024-04-16 公开号:CN108010592A 申请号:CN201610961891.6用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置
- 申请号:CN201610961891.6
- 公开号:CN108010592A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司
一种用于核电站安全壳性能试验及研究的缩比例综合性试验装置包括试验壳本体;蒸汽供应系统;氦气充注系统;冷却水供应系统;冷凝水回收系统;冷却水收集系统;循环冷却水系统;压缩空气及抽真空系统;测量和控制系统;以及电气系统。- 发布时间:2024-04-21 07:24:49
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一种集装箱式全自动桶内弃桨水泥固化系统 公开日期:2024-04-16 公开号:CN117894495A 申请号:CN202410097204.5一种集装箱式全自动桶内弃桨水泥固化系统
- 申请号:CN202410097204.5
- 公开号:CN117894495A
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:中核四川环保工程有限责任公司
本发明公开了一种集装箱式全自动桶内弃桨水泥固化系统,包括集装箱、供料组件、搅拌固化组件、排气组件和控制系统,所述供料组件、所述搅拌固化组件、所述排气组件和所述控制系统均设置于所述集装箱内,所述供料组件的排料端与所述搅拌固化组件的进料端连接,所述搅拌固化组件和所述供料组件的排气端与所述排气组件连接,所述供料组件、所述搅拌固化组件、所述排气组件的控制信号传输端与所述控制系统电性连接。本发明将优化后的水泥固化工艺系统集成在集装箱内,形成可移动的放射性废液和树脂处理装置,占用面积小,系统简洁,操作简单,使用范围广泛,形成产品满足国家要求,具有很大的市场前景。- 发布时间:2024-04-21 07:21:53
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放射性粒子转移箱 公开日期:2024-04-16 公开号:CN220796307U 申请号:CN202321893770.4放射性粒子转移箱
- 申请号:CN202321893770.4
- 公开号:CN220796307U
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:宁波市第二医院
本实用新型公开了放射性粒子转移箱,包括箱体、观察玻璃、液晶屏、操作手套、封闭门、操作台和金属镊子,所述箱体前端上侧固定安装有观察玻璃,所述箱体的前端下侧固定安装有液晶屏,且液晶屏的两边固定安装有操作手套,所述箱体的四周边缘部分固定安装有LED灯带。该放射性粒子转移箱,设置有检测箱体内外的检测器,通过实时辐射检测器检测箱体内部的辐射情况,实时辐射检测器连接液晶屏,使用LED灯带表示箱体内部是否存在辐射,箱体的左侧设置自动消毒系统,在完成制作后通过自动消毒系统对箱体内部进行臭氧消毒,避免了在制作粒子条时暴露在环境下对环境造成污染的可能,同时对外部进行检测,防止粒子掉落,提高了装置的安全性。- 发布时间:2024-04-21 07:29:27
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一种放射性废物减容装载钢桶 公开日期:2024-04-16 公开号:CN220796306U 申请号:CN202322493902.0一种放射性废物减容装载钢桶
- 申请号:CN202322493902.0
- 公开号:CN220796306U
- 公开日期:2024-04-16
- 申请人:上海核烨工程技术有限公司
本实用新型公开了一种放射性废物减容装载钢桶,涉及放射性废物处置容器技术领域,包括桶盖与桶体,桶盖与桶体的连接处环向布置有密封件,桶体桶口处设有法兰,密封件黏贴于桶口法兰上端面,桶盖与桶体之间由密封件配合法兰密封连接并采用固定螺栓固定;桶盖包括桶盖主体以及其上端面同轴心焊接的桶盖吊环;桶体内设有支撑架,支撑架包括沿桶体轴向均布的至少两个侧支架以及底部支撑组件,侧支架连接于底部支撑组件上,底部支撑组件底端端面与桶体底端端面之间存有间隔。本实用新型具有保证桶体在搬运、贮存或运输等工况下的密封可靠性,且便于吊装夹具的快速抓取吊装定位,以及进一步提高废物减容比,减少水泥灌浆等降低后续废物处置成本的效果。- 发布时间:2024-04-21 07:37:22
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