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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
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 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。
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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
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G05B19/418
Abstract: 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。
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公开(公告)号：CN112259274A
公开(公告)日：2021-01-22
申请号：CN202010951562.X
申请日：2020-09-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供了一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。本发明在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析中长期排热冷却水系统的设计特点和系统调试工作执行的需求，对系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将全面地、高效地验证系统的功能和系统设计目标，为确保该系统在核电厂发生严重事故时充分发挥作用提供了有力保障。
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公开(公告)号：CN112149278A
公开(公告)日：2020-12-29
申请号：CN202010849462.6
申请日：2020-08-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F16/2458 , G06F17/18 , G06Q50/06
Abstract: 本发明涉及一种基于多维状态参数的核电厂工况监视及异常诊断设计方法，包括：确定需要进行分析的核电厂关键状态参数；针对各关键状态参数，进行单一参数分布的分析，确定各参数的实时分布情况；进行多维参数场相关性分析，确定不同参数在核电厂不同位置、不同工况下的相关性；结合单一参数分布分析和多维参数场相关性分析的结论，进行机组异常位置诊断。本发明将不同维度、不同类型的信息进行整合，为操纵员提供优化的监测信息，以更好地降低操纵员人因失误概率并提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN111881547A
公开(公告)日：2020-11-03
申请号：CN202010547346.9
申请日：2020-06-16
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06Q10/06 , G06Q50/06 , G06F111/04
Abstract: 本发明涉及一种核电厂先进运行限制条件的设计方法，该方法基于目标核电厂所有构筑物、系统和部件的运行限值和条件，通过主级评价和次级评价来设计目标核电厂构筑物、系统和部件各项运行限值和条件的属性类型，在此基础上，再通过赋值和组态来设计核电厂运行限制条件的内容。本发明能很好地解决构筑物、系统和部件的可用性要求与监督要求匹配性较差、可用性要求与处理措施匹配性较差的问题，确保能通过构筑物、系统和部件的各项监督要求检查来有效地识别运行限制条件对应的可用性要求，同时提高了运行限制条件的可执行性和可操作性。本发明能够持续提高核电厂在偏离正常运行时的应对能力，在确保核电厂安全运行的同时，不断提升其可靠性和经济性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111755139A
公开(公告)日：2020-10-09
申请号：CN202010311422.6
申请日：2020-04-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，用于核电厂的反应堆的安全壳的压力容器堆顶排气的控制，包括如下步骤：步骤S1：基于压力容器堆顶排气设计来分析压力容器堆顶排气的后果及影响；步骤S2：根据步骤S1的分析结论，制定压力容器堆顶排气热工控制准则；步骤S3：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳排氢控制准则；步骤S4：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳压力控制准则；步骤S5：根据步骤S2、步骤S3、步骤S4，制定压力容器堆顶排气开启条件；步骤S6：确定压力容器堆顶排气控制策略。本发明制定了明确的堆顶排气控制策略的设计方法，保证操纵员在事故工况下及时准确的执行恰当的排气操作。
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公开(公告)号：CN111753394A
公开(公告)日：2020-10-09
申请号：CN202010429605.8
申请日：2020-05-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G21D1/00 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试的设计方法，包括：(1)分析先进压水堆核电厂的系统配置和功能，对先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能的需求进行分析，制定调试的目的；(2)基于对所述系统配置和功能的梳理分析，根据一回路快速冷却功能的原理，制定该功能的验收准则；(3)基于一回路快速冷却功能调试的验收准则，并结合大气释放阀压力设定值曲线设计调试时间；(4)根据先进压水堆核电厂的系统配置和功能，设计调试试验的初始条件；(5)设计调试过程中的试验内容。本发明填补了先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试方法的空白，确保了先进压水堆核电厂调试工作的安全性、高效性和有序性。
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公开(公告)号：CN106683727B
公开(公告)日：2020-04-24
申请号：CN201611189428.0
申请日：2016-12-21
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种事故处理中的故障监测方法，包括如下步骤：指定一个始发事件，确定事故处理过程中所有需要保证其功能的系统和设备及维持该系统和设备功能的相关辅助系统和设备；对上述系统和设备进行失效分析，确定指定系统和设备发生叠加故障的概率；筛除叠加故障发生概率过低的情况；对剩余叠加故障开展事件树分析，确定发生叠加故障是否会造成堆芯损坏；会造成堆芯损坏的叠加故障，就是该始发事件下对机组安全有重要影响的叠加故障，对其相关的设备或参数信息定期进行监视，及时采取相应措施。本发明的方法，能够筛选出事故处理过程中对机组安全有重要影响的叠加故障，确保操纵员能迅速发现重要信息的变化，及时采取相应措施，提高了机组的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN110533308A
公开(公告)日：2019-12-03
申请号：CN201910757826.5
申请日：2019-08-16
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种工艺系统可用性数据库的建立方法及工艺系统可用性评价方法，其中，该工艺系统可用性数据库的建立方法包括：确定各核电厂相关工艺系统的试验项目；确定所述工艺系统的核心功能；根据所述试验项目对所述核心功能的影响情况判定试验项目类别，其中，所述试验项目类别包括可用性相关试验U类，以及正常运行相关试验N类；将所述试验项目以及对应的试验项目类别进行关联存储，得到工艺系统的可用性数据库。本发明可以指导各核电厂工艺系统可用性数据库的建立，其适用范围更广，操作更简便，效率更高。
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公开(公告)号：CN110085340A
公开(公告)日：2019-08-02
申请号：CN201910323479.5
申请日：2019-04-22
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂支持系统不可用时安全功能鉴定方法，其包括如下步骤：1)建立LCO支持矩阵；2)判定安全功能丧失情况；3)执行支持系统不可用时的执行策略；4)根据预先设定的最大允许停役时间，对各LCO的不可用时间进行限制。本发明首次明确了支持系统不可用时的执行方法，方法科学、高效，可指导核电厂安全、稳定运行，对提高核电厂核安全监管水平有积极的现实意义。
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