Разрабатывая
теорию источников региональных энергетических ядерных стратегий, он предлагает
первое систематическое объяснение того, почему государства выбирают те позиции,
которые они выбирают, и при каких условиях они могут менять стратегии. Затем
Наранг анализирует влияние этих выборов на способность государства сдерживать
конфликт. Выводы, толкования и заключения, изложенные в настоящем документе,
принадлежат автору(ам) и не обязательно отражают точку зрения Организации
Объединенных Наций, ее должностных лиц или государств-членов. Используемое
обозначение и представление материала на любой карте в этой работе не
подразумевают выражения какого-либо мнения со стороны Организации Объединенных
Наций относительно правового статуса любой страны, территории, города или
района, или их властей, или относительно делимитации их границ или рубежей. Упоминание
любой фирмы, лицензированного процесса или коммерческой продукции не
подразумевает одобрения со стороны Организации Объединенных Наций. Ниже я
представил несколько свежих сведений о новых патентах для ядерной
промышленности.
KR20240126022 (A)
Предоставляется метод проверки ненормальных процедур эксплуатации атомной
электростанции и ее исполнительной системы, причем метод включает следующие
этапы: получение по крайней мере одной рабочей переменной, связанной с
ненормальным состоянием атомной электростанции, путем моделирования
ненормального сценария эксплуатации с использованием симулятора; обучение
искусственной нейронной сети с использованием по крайней мере одной рабочей
переменной, чтобы искусственная нейронная сеть могла определить ненормальное состояние
атомной электростанции; расчет вклада по крайней мере одной рабочей переменной
путем инвертирования результата обучения искусственной нейронной сети; и
выведение рабочей переменной, которая влияет на определение ненормального
состояния большинства из по крайней мере одной рабочей переменной на основе
вклада. Таким образом, предоставлены способ проверки ненормальных рабочих
процедур атомной электростанции и ее исполнительная система, в которой сигналы
тревоги и симптомы для мониторинга ненормального состояния атомной
электростанции могут быть получены на основе симулятора и искусственного
интеллекта.
WO2024192940 (A1)
В настоящей заявке раскрыта система подачи сжатого воздуха для
многореакторной атомной электростанции. Система подачи сжатого воздуха включает:
максимум две станции сжатого воздуха (10), подключенные через сеть
трубопроводов (20) к N атомным энергоблокам, каждая станция сжатого воздуха
(10) включает четыре параллельно подключенных первичных воздушных компрессора
(11) и четыре осушителя (12), соответственно подключенных к четырем первичным
воздушным компрессорам (11), четыре осушителя (12) расположены параллельно.
Изобретение удовлетворяет требованиям надежности нижестоящего пользователя в
отношении системы подачи сжатого воздуха и разумно снижает конфигурацию и
стоимость устройства.
US2024310034 (A1)
Интегрированная система тепловых насосов с ядерной установкой включает
атомную электростанцию, включающую теплоноситель ядерного реактора, и может
быть сконфигурирована для выработки электроэнергии. Система дополнительно
включает тепловой насос, включающий хладагент в качестве рабочей жидкости.
Тепловой насос интегрирован с атомной электростанцией таким образом, чтобы
находиться, по крайней мере, в тепловом контакте с теплоносителем ядерного реактора.
Электроэнергия, вырабатываемая атомной электростанцией, может использоваться
для приведения в действие теплового насоса. Система играет важную роль в
выработке тепла для промышленных целей.
US2024312658 (A1)
Количество реактивной мощности может быть увеличено при сохранении
надежности ядерного реактора и BOP. Аппарат управления электростанции,
подключенной к энергосистеме, включающий блок предварительной оценки степени
устойчивости энергосистемы, который оценивает степень устойчивости на момент прогнозируемого
отказа энергосистемы, блок оценки безопасности ядерной энергетики и блок
инструкций по управлению выработкой электроэнергии на текущий день, который
корректирует требуемое количество электроэнергии, заданное извне, в
соответствии с результатом оценки блока предварительной оценки степени
устойчивости энергосистемы и результатом оценки блока оценки безопасности
ядерной энергетики, в котором вырабатываемая мощность электростанции
регулируется сигналом от блока инструкций по управлению выработкой электроэнергии
на текущий день.
CN118230437 (A)
Изобретение относится к технической области интеллектуальных систем ядерной
энергетики и, в частности, раскрывает систему и способ инспекции атомной
электростанции, основанные на технологии позиционирования персонала. Система
включает в себя мобильный терминал, платформу управления терминалом ПК и модуль
передачи данных, в котором модуль навигации по мобильному маршруту и модуль
напоминания о рисках; платформа управления концом ПК включает в себя базу
данных инспекций, модуль конфигурации задач инспекций и модуль проверки
дефектов; и модуль передачи данных используется для реализации беспроводной
сетевой связи между мобильным терминалом и платформой управления концом ПК.
Согласно изобретению, путем планирования маршрута инспекции и регистрации
дефектов, обнаруженных при инспекции, повышается эффективность и качество
инспекции; а посредством напоминания о рисках эффективно гарантируется личная
безопасность операторов в процессе инспекции.
CN117910248 (A)
Изобретение раскрывает метод и систему динамического моделирования атомной
электростанции, основанные на технологии кросс-платформенного совместного
взаимодействия, система включает в себя модуль численной модели RELAP5, модуль
численной модели Simulink и модуль интерфейсной программы, модуль численной
модели RELAP5 и модуль численной модели Simulink выполняют совместную работу по
взаимодействию параметров через модуль интерфейсной программы, и выполняется
расчет связи между двумя программами; модуль численной модели RELAP5 строит
теплогидравлическую модель первичного контура атомной электростанции с помощью
карты ввода моделирования; модуль численной модели Simulink разрабатывает
модель системы управления атомной электростанцией и модель термодинамической
системы вторичного контура на основе технологии библиотеки моделей; а модуль
интерфейсной программы реализует обмен данными между программой RELAP5 и
программой Simulink путем вызова файла библиотеки динамических ссылок,
упакованного программой RELAP5. Согласно методу, динамическая имитационная
модель физической, тепловой и управляющей связи всей установки атомной
электростанции разработана на основе программы RELAP5 и программы Simulink,
имитационный анализ динамических характеристик системы, а также проектирование
и модификация системы управления могут быть гибко завершены, а метод обладает
хорошей универсальностью.
CN115687296 (A)
Изобретение обеспечивает метод построения базы знаний по химии атомной
электростанции на основе технологии краулера. Метод построения базы знаний по
химии атомной электростанции включает следующие шаги: 1) файлы MSDS по химии на
указанном веб-сайте сканируются программой-краулером; 2) просканированный файл
MSDS по химии анализируется, и данные сохраняются в реляционной базе данных в
структурированном режиме; и 3) отображение данных в бизнес-системе атомной
электростанции для облегчения запросов и обучения сотрудников атомной
электростанции. Согласно методу построения базы знаний по химии атомной
электростанции, предусмотренному изобретением, создается полная база знаний по
химии, сопоставляется интеллектуальная поисковая система, может быть обеспечена
производительность данных в реальном времени, химическая информация может быть
удобно и эффективно запрошена и изучена, и химические знания, используемые в
области ядерной энергетики, могут быть удобно, систематически и всесторонне
предоставлены для обучения сотрудников.
CN113985820 (A)
Изобретение, в частности, относится к системе дистанционного управления
атомной электростанцией на основе технологии дополненной реальности. Система
дистанционного управления атомной электростанцией включает в себя модуль
управления моделью, мультимедийный модуль, модуль дополненной реальности и
терминальное оборудование; модуль управления моделью используется для
дистанционного управления персоналом для выбора трехмерной модели оборудования
для полевых операций и порядка выполнения работ на объекте, отправки выбранной
трехмерной модели оборудования для полевых операций и порядка выполнения работ
на объекте на терминальное оборудование, управления выбранной трехмерной
моделью оборудования для полевых операций и отправки выбранной трехмерной
модели оборудования для полевых операций на модуль отображения дополненной
реальности; модуль мультимедиа используется для отправки мультимедийной
информации на терминальное оборудование; модуль дополненного отображения
используется для отображения содержимого операции дистанционного управления; а
терминальное оборудование используется для связи с модулем управления моделью.
Согласно системе дистанционного управления для атомной электростанции, персонал
дистанционного управления и персонал полевых операций могут устанавливать
быструю, удобную и визуальную обратную связь с помощью технологии дополненной
реальности.
CN115574973 (A)
Изобретение раскрывает систему беспроводного мониторинга температуры
трубопровода атомной электростанции на основе технологии SAW и относится к
технической области атомных электростанций, и основные моменты технической
схемы заключаются в том, что система содержит группу датчиков температуры,
которая содержит множество датчиков температуры SAW, расположенных в различных
положениях точек измерения трубопровода атомной электростанции, и используется
для измерения данных о температуре различных положений точек измерения одного и
того же участка трубопровода атомной электростанции; блок сбора и обработки
температуры используется для сбора набора данных о температуре положения точки
измерения, соответствующего по меньшей мере одному участку трубопровода в трубопроводе
атомной электростанции; и блок обработки реконструкции температуры используется
для выполнения реконструкции поля температуры на соответствующем участке
трубопровода в соответствии с набором данных о температуре для получения
температуры мониторинга соответствующего участка трубопровода. Используется
датчик температуры на основе поверхностной акустической волны (SAW), не
требуются кабели электропитания и электрические соединительные кабели,
структура проста, размер мал, стоимость обслуживания низкая, и можно
адаптировать высокотемпературные и сильно облученные среды атомной
электростанции; и температура трубопровода анализируется с помощью метода
реконструкции температурного поля, так что может быть получена более точная
температура мониторинга участка трубопровода.
CN112825215 (A)
Изобретение раскрывает систему обучения предотвращению человеческого
фактора на атомной электростанции и способ, основанный на технологии
виртуальной реальности, и система включает в себя устройство разработки
виртуальной сцены, которое используется для получения фактических материалов
сцены, соответствующих каждой специальности атомной электростанции, и
разработки виртуальной сцены обучения, соответствующей каждой специальности, в
соответствии с фактическими материалами сцены, соответствующими каждой
специальности; оборудование VR, которое используется для загрузки данных об
эксплуатации и данных о местоположении студента, соответствующего оборудованию
VR, на сервер в реальном времени; сервер, который используется для получения
данных об эксплуатации и данных о местоположении, загруженных оборудованием VR
в реальном времени, студента, соответствующего оборудованию VR, и выбора
целевой виртуальной сцены обучения из виртуальных сцен обучения в соответствии
с текущей выбранной специальностью, и визуализации и отображения виртуальной
рабочей картины в реальном времени на оборудовании VR и внешнем экране дисплея
в соответствии с данными об эксплуатации, данными о местоположении и целевой
виртуальной сценой обучения. Согласно изобретению, при проведении обучения по
профилактике человеческого фактора в атомной энергетике снижаются риски и
стоимость обучения преподавателей и стажеров, а также обеспечивается качество
обучения.
CN112466496 (A)
Изобретение раскрывает интеллектуальный метод и систему технических
спецификаций для атомной электростанции. Метод включает в себя этапы: получение
предопределенного сигнала работы и состояния оборудования атомной
электростанции через систему KNS атомной электростанции; оценка рабочего
состояния атомной электростанции в соответствии с состоянием оборудования;
оценка того, запущено ли заданное событие или нет в соответствии с сигналом
работы, рабочим состоянием и предустановленным пороговым значением; и когда
решено, что заданное событие запущено, активация предустановленного события,
запуск мер обработки и требований надзора, соответствующих событию, и тем
временем запуск отсчета времени для напоминания оператору о необходимости
завершения мер обработки, соответствующих стандартным требованиям, в течение
указанного времени. Метод может визуально отражать индексы безопасности атомной
электростанции, облегчает быструю обработку события оператором, повышает
безопасность атомной электростанции, повышает экономическую эффективность и
готовность блока и имеет высокую рыночную экономическую ценность.
CN111397864 (A)
Изобретение, которое относится к технической области обнаружения
заглубленных труб атомных электростанций, в частности, относится к
многофункциональному испытательному полю технологии обнаружения заглубленных
труб атомных электростанций. Заглубленная труба A, заглубленная труба B,
заглубленная труба C и заглубленная труба D имеют два общих детекторных
колодца; на каждой заглубленной трубе предварительно изготовлен
антикоррозионный слой, и на каждом антикоррозионном слое предварительно
изготовлены четыре точки повреждения антикоррозионного слоя; ток вытекает из
потенциостата и достигает анода глубокой скважины через кабель, ток вытекает из
анода глубокой скважины, течет в заглубленные трубы через землю через точки
повреждения антикоррозионного покрытия, ток течет к испытательным сваям через
кабели между заглубленными трубами и испытательными сваями и, наконец, течет
обратно в потенциостат; и регулируемые резисторы подключены к кабелям между
испытательными сваями и потенциостатом последовательно. Четыре испытательных
образца соответственно расположены около заглубленной трубы A, заглубленной
трубы B, заглубленной трубы C и заглубленной трубы D, и каждый испытательный
образец соединен с соответствующей заглубленной трубой через испытательную
сваю. Согласно изобретению, условия эксплуатации заглубленных труб атомной
электростанции могут быть смоделированы, требования испытательного исследования
технологии обнаружения заглубленных труб могут быть выполнены, и технический
уровень обнаружения заглубленных труб может быть повышен.
CN110549595 (A)
Изобретение раскрывает технологию изготовления модели системы атомной
электростанции на основе 3D-печати. Технология изготовления модели системы
атомной электростанции включает следующие этапы, на которых проводится
трехмерная реконструкция модели на основе изображений/твердых тел, где
проводится определение размера модели, установление основания модели и дизайн
орнамента модели; печатается твердая модель, где твердая модель ориентируется
на 3D-печать, проводится 3D-печатное формование и проводится обработка
поверхности; проводится стыковка моделей, где проектируется несущая
конструкция, состоящая из всех систем; несущая часть изготавливается с помощью
3D-печати или с помощью вспомогательных материалов; настраивается установочная
платформа и определяется положение установки; и установка выполняется шаг за
шагом. Технология изготовления модели системы атомной электростанции на основе
3D-печати имеет следующие полезные эффекты, что модель может быть демонтирована
и удобна для переноски; внутренняя система и структура атомной электростанции
могут быть наглядно показаны, стоимость обработки модели снижается, а операция
монтажа и демонтажа проста.
CN110533294 (A)
Изобретение раскрывает способ оповещения о неисправности работы атомной
электростанции на основе технологии искусственного интеллекта, и способ
характеризуется тем, что способ включает в себя этапы: (1) проведение
количественного анализа параметров работы атомной электростанции, возможно,
затронутых неисправностью работы; (2) скрининг в соответствии с результатами и
определение окончательных параметров; (3) создание модели нейронной сети в
соответствии с окончательными параметрами и обучение модели нейронной сети; (4)
определение и расчет данных кривой снижения остаточной размерности обучения и
данных кривой снижения остаточной размерности тестирования и определение
порогового значения, срабатывающего с помощью функции оповещения; и (5)
реализация оповещения о неисправности работы в соответствии с конечным
параметром и соответствующим пороговым значением срабатывания. Способ имеет
следующие полезные эффекты: нацелившись на конкретные параметры работы
электростанции, можно сформировать динамическую рабочую зону параметра работы
электростанции с помощью прогнозируемого значения и порогового значения
оповещения алгоритма нейронной сети. Беговая лента может адаптивно изменяться
вместе с изменением рабочего состояния агрегата, так что проблемы пропуска
оповещения и ложного оповещения в сложных рабочих условиях эффективно
избегаются.
CN110423392 (А)
Изобретение раскрывает технологию обработки материала оболочки для тяжелого
кабеля трехпоколенческой атомной электростанции и относится к технической
области ядерных кабелей. Технология обработки включает следующие этапы:
приготовление композитного антипирена, предварительный нагрев сырья и
добавление сополимера этилена с винилацетатом и полиэтилена низкой плотности в
открытую мельницу для смешивания с получением материала а; добавление
антиоксиданта RD, антиоксиданта 1024, поглотителя ультрафиолета УФ-234,
поглотителя ультрафиолета УФ-328, стеариновой кислоты, ферроцена, нитрида бора
и 27-35% от общего количества композитного антипирена в другую открытую
мельницу для смешивания с получением материала б; добавление материала б,
парафинового масла и сшивающего сенсибилизатора в материал а для смешивания и
добавление оставшегося композитного антипирена в два раза для смешивания с
получением материала в; и перенос материала c в двухшнековый экструдер для
смешивания грануляции, затем выполнение экструзии одношнековым экструдером и
выполнение радиационной сшивки для получения материала оболочки. Материал
оболочки, подготовленный по технологии обработки, имеет хорошие механические
свойства, огнестойкость, стойкость к старению и радиационную стойкость, а срок
службы может составлять до 60 лет и более при 90 °C.
CN109634215 (A)
Изобретение относится к способу проектирования процедуры эксплуатации
атомной электростанции на основе технологии кодирования двумерных фигур. Способ
включает следующие этапы: (1) анализируется функция эксплуатации процедуры для
формирования соответствующего списка анализа функций; (2) выполняется
конфигурация системных данных процедуры CODE для формирования программы
генерации процедуры CODE и программы распознавания кода двумерной фигуры
процедуры CODE; (3) извлекаются различные функции процедуры CODE,
разрабатывается программа преобразования процедуры CODE для ввода файла и
генерируется процедура CODE, содержащая полные коды двумерных фигур; и (4)
проверяется правильность всех двумерных кодов фигур и правильность другой
соответствующей информации. Согласно методу, основанному на характеристиках
системы процедур CODE, функция процедуры и интерфейс человек-машина разработаны
на основе резервирования портативной процедуры среды, использование простое и
удобное, а универсальность хорошая.
CN109545408 (A)
Изобретение раскрывает метод, превосходящий обычные методы расчета с
помощью математических и физических уравнений и оценки человеческого опыта в
аспекте точности оценки повреждения элемента. Согласно глубоким методам анализа
большого количества данных радиохимических испытаний и новым созданным методам
преобразования данных, новые знания в области улучшены для руководства
переменными данных и концепциями множественных связанных факторов, повреждение
топливного элемента активной зоны ядерного реактора точно оценивается и
прогнозируется, и проблема точной оценки и прогнозирования повреждения ядерного
топливного элемента в области ядерной энергетики успешно решена.
Предоставляется ряд связанных вспомогательных переменных и многих факторов, а
также предоставляются модели расчета вспомогательных переменных и факторов;
предоставляется количественный метод анализа для разницы эффектов различных
методов с использованием наборов тестовых данных; определяется метод оптимизации,
более подходящий для алгоритма, путем сравнения энтропии одной переменной,
полной энтропии и кумулятивной энтропии; предоставляется новый технический
метод оценки повреждения топливного элемента; предоставляется метод ослабления
параметров с низким вкладом; предоставляется новый метод оценки и
прогнозирования повреждения топливного элемента.
CN109146222 (A)
Изобретение относится к технической области эксплуатации атомных
электростанций и касается метода проверки общего руководства по эксплуатации на
основе технологии анализа функций атомных электростанций. Метод проверки
сначала перечисляет список функционального анализа каждой системы атомной
электростанции, а затем берет список функционального анализа в качестве модели
для моделирования состояния атомной электростанции, последовательно выполняет
каждый шаг общего руководства по эксплуатации в списке функционального анализа,
записывает результат проверки и осуществляет необходимую обратную связь. Метод
проверки общего руководства по эксплуатации на основе технологии анализа
функций атомных электростанций изобретения может точно и эффективно проверить
общее руководство по эксплуатации и предотвратить пропуск, повторение и ошибку
необходимых этапов эксплуатации в процессе проверки.
CN108766599 (A)
Изобретение раскрывает систему пассивного отвода остаточного тепла атомной
электростанции, использующую струйную технологию, и относится к технической
области безопасности атомных электростанций. Система включает в себя
парогенератор, секцию восходящей трубы пара, секцию нисходящей трубы
конденсатной воды, воздушный охладитель, эжектор газ-газ, эжектор газ-жидкость,
бак пополнения воды, секцию трубы подачи воды, дымовую трубу и связанные с ними
трубы и клапаны. Когда на всей атомной электростанции происходит авария с отключением
электроэнергии, система использует разницу плотности между секцией восходящей
трубы пара и секцией нисходящей трубы конденсатной воды для отвода остаточного
тепла активной зоны реактора в атмосферную среду (конечная тепловая ловушка)
пассивным образом. На ранней стадии аварии система использует эжектор газ-газ
для увеличения движущей силы цикла охлаждения и повышения теплообменной
способности воздушного охладителя, тем самым гарантируя, что остаточное тепло
активной зоны реактора будет своевременно удалено на ранней стадии аварии. На
более поздней стадии аварии система использует естественную циркуляцию воздуха
для отвода остаточного тепла активной зоны реактора в течение длительного
времени, чтобы обеспечить безопасность атомной электростанции.
CN206946959 (U)
Полезная модель раскрывает передовое устройство обработки отходов с
использованием радиоактивной технологии, висящее на атомной электростанции, оно
характеризуется тем, что: система улавливания лекарственных средств,
специальная система флокулянтов, оборудование для фильтрации глубины, система
ионного обмена и система удаления бора, включая устройство предварительной
фильтрации, тяжелые металлы, которые взаимодействуют в надлежащем порядке.
Полезная модель обеспечивает захват тяжелых металлов + флокуляцию + ионный
обмен + удаляет улучшенную обработку борной смолы, может эффективно избавиться
от коллоидного отношения и частично коллоидного отношения нуклида в воде,
избегает явления подавления грязи ионообменной смолы, улучшает коэффициент доступности
и срок службы ионообменной смолы, но элемент бора в сточных водах избавляется
до степени глубины, и содержание элемента бора, которое эффективно
ограничивается, было сброшено в воду, легче 0,5 мг/л.
CN106678379 (A)
Изобретение относится к технической области арматуры атомных энергоблоков и
раскрывает крупногабаритный запорный дисковый затвор для входа конденсатного
насоса атомной электростанции и технологию повышения его уплотнительных
свойств. Крупногабаритный запорный дисковый затвор для входа конденсатного
насоса атомной электростанции содержит полый корпус клапана и шток клапана,
который расположен внутри корпуса клапана с возможностью вращения. Корпус
клапана снабжен циркуляционным каналом, проходящим через две противоположные
стороны корпуса клапана. В циркуляционном канале расположены задвижка клапана и
нажимное кольцо. Задвижка клапана соединена со штоком клапана. Один конец
нажимного кольца соединен с корпусом клапана, а в другой конец нажимного кольца
вставлено эластичное уплотнительное кольцо. Эластичное уплотнительное кольцо
представляет собой резиновую деталь и находится в стыковом соединении с
периферией задвижки клапана. Задвижка клапана соединена с нажимным кольцом
через эластичное уплотнительное кольцо с возможностью уплотнения. Согласно
варианту реализации крупногабаритного запорного клапана-бабочки для входа
конденсатного насоса АЭС, эластичное уплотнительное кольцо, изготовленное из
резинового материала, вставлено в прижимное кольцо, а клапан-клапан соединен с
прижимным кольцом через эластичное уплотнительное кольцо в режиме уплотнения,
так что общие уплотнительные свойства, устойчивость и надежность
крупногабаритного запорного клапана-бабочки для входа конденсатного насоса АЭС
улучшаются, качество крупногабаритного запорного клапана-бабочки для входа
конденсатного насоса АЭС также улучшается, а стоимость обслуживания снижается.
CN106555914 (A)
Изобретение относится к области технологий ремонта трубопроводов АЭС и
обеспечивает технологию ремонта крупногабаритного резинового футеровочного
трубопровода АЭС. Технология ремонта включает этапы очистки, полировки,
удаления краски, придания шероховатости, ремонта наружной поверхности и ремонта
внутренней поверхности. При принятии технологии ремонта для крупногабаритного
резинового футеровочного трубопровода атомной электростанции первый ремонтный
агент и ремонтная пластина принимаются в поврежденном месте внешней поверхности
трубопровода, а первый ремонтный агент принимается в поврежденном месте
внутренней поверхности трубопровода, так что резиновый футеровочный трубопровод
может быть отремонтирован. По сравнению с существующей технологией ремонта
трубопровода, футеровка трубопровода не может быть повреждена, и проблемы,
связанные с тем, что стальная пластина приварена снаружи, и, таким образом,
стальная пластина не устойчива к коррозии, а заплаты не могут обеспечить
удобное закрытие, не существуют. Более того, обследование и картирование мест
дефектов и предварительное изготовление заполняющих материалов не требуются при
последующей замене трубопровода, время ремонта сокращается, стоимость снижается
и предотвращается остановка блоков атомной электростанции.
CN105788434 (A)
Изобретение обеспечивает систему моделирования технологии захвата топлива в
цехе по производству топлива атомной электростанции, включающую операционный
стенд, ПЛК, графическую рабочую станцию ПК, дисплейный модуль и промышленный
управляющий компьютер. Операционный стенд включает в себя экран дисплея,
сенсорный экран и операционный узел. Операционный узел включает в себя кнопку,
переключатель, операционный стержень, индикаторную лампу и устройство
сигнализации. Система моделирования технологии захвата топлива в цехе по
производству топлива атомной электростанции имеет преимущество в том, что можно
моделировать завершенный процесс захвата топлива и технологический поток в цехе
по производству топлива атомной электростанции, а также можно моделировать
возникновение и выход различных ненормальных и неисправных состояний, а затем
можно дополнительно предоставить вспомогательные функции, такие как
виртуализированное отображение ключевых частей и воспроизведение видеозаписи; и
в то же время можно поддерживать интерактивную работу, и можно хорошо обучить
операционный персонал усовершенствованной машины захвата топлива атомной
электростанции с водо-водяным реактором.
CN105154873 (A)
Изобретение раскрывает технологию лазерного ремонта ротора загрузочного
насоса атомной электростанции. Технология лазерного ремонта включает следующие
этапы: S1, определяется ремонтное содержимое ротора загрузочного насоса; S2,
сплавляемые покрывающие материалы сплавляются на ремонтируемой детали в
покрывающем режиме с помощью лазерного аппарата, и размер сплавляемых
покрывающих материалов больше размера ремонтируемой детали; S3, когда
избыточные сплавляемые покрывающие материалы вытачиваются до расстояния 0,05 мм
больше требуемого размера, то, существуют ли дефекты на ремонтируемой детали
или нет, определяется с помощью дефектоскопа на основе красителя, если дефекты
существуют, дефекты обрабатываются, и чистовая обточка продолжается на
ремонтируемой поверхности до достижения требуемого размера; и S4, определение
дефектов выполняется на всей ремонтируемой поверхности с помощью дефектоскопа
на основе красителя. Согласно технологии лазерного ремонта, лазерный аппарат
управляется с помощью механической руки для выполнения наплавки покрытия; и по
сравнению с ручной сваркой шариками, технология лазерного ремонта более удобна
и высокоэффективна, энергия лазера концентрируется, остатки дефектоскопического
красителя могут быть полностью удалены, а гарантийный коэффициент последующего
использования увеличивается. Технология лазерного ремонта проста и удобна в
эксплуатации, ротор зарядного насоса полностью и основательно ремонтируется, а
себестоимость производства снижается.
CN104140288 (A)
Изобретение относится к технологии приготовления самоуплотняющейся бетонной
композитной минеральной добавки для атомной электростанции. Технология
приготовления включает следующие этапы: 1, смешивание воды, цемента и первой
добавки для образования нескольких первых смесей; 2, соответственно,
тестирование нескольких первых смесей и выбор первого оптимального соотношения
смешивания; 3, смешивание летучей золы и минерального порошка для образования
второй добавки и смешивание воды, цемента и второй добавки для образования
нескольких вторых смесей, причем масса второй добавки равна первому
оптимальному соотношению смешивания, умноженному на массу цемента; 4,
соответственно, тестирование нескольких вторых смесей и выбор второго
оптимального соотношения смешивания; 5, смешивание летучей золы и минерального
порошка для образования второй добавки, масса которой равна первому
оптимальному соотношению смешивания, умноженному на массу цемента; смешивание
воды, цемента, второй добавки и минерального порошка для образования нескольких
третьих смесей; и 6, соответственно, тестирование нескольких третьих смесей и
выбор третьего оптимального соотношения смешивания для получения композитной
минеральной добавки. Согласно изобретению, текучесть и однородность суспензии
улучшаются, а себестоимость производства значительно снижается.
JPH0282193 (A)
Назначение: Установить механизм привода стержня управления перед испытанием
на впрыскивание системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и т. д.
путем установки механизма привода стержня управления и установки защитного
приспособления для предотвращения попадания оболочки перед испытанием на
герметичность, а также проведения испытания на впрыскивание и проверки на
герметичность. Описание устройства: Активная зона реактора и струйный насос
сначала встраиваются в контейнер давления ядерного реактора 1 на заводе, а
контейнер 1 доставляется на фактическое место и устанавливается. Затем в
контейнере 1 по порядку устанавливаются опорная плита активной зоны реактора,
корпус стержня управления 9 и т. д. Затем тепловой рукав 14 и механизм привода
стержня управления 11 хранятся в корпусе 9, который герметизируется. Затем
защитное и отверждающее приспособление 20 устанавливается на пиковую часть
корпуса механизма привода стержня управления 18. Затем проводятся испытание
системы аварийного охлаждения активной зоны реактора и испытание на
впрыскивание. В это время проверяется, нет ли утечки в месте установки
механизма 11. Следовательно, испытание на герметичность контейнера 1
выполняется только один раз, и период строительства значительно
сокращается.
Китай
стал ведущим мировым лидером в ядерной энергетике, несмотря на то, чтто построил её на
базе иностранных технологий. Китайские фирмы значительно опережают своих
западных коллег, поддерживаемые общегосударственной стратегией, которая
обеспечивает обширное финансирование и системную координацию. Но теперь Китай
лидирует и в патентовании новых технологий ядерных установок.
