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公开(公告)号：CN114077763B
公开(公告)日：2024-06-14
申请号：CN202010815504.4
申请日：2020-08-13
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G06F30/13 , G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种核电厂安全壳结构确定方法及装置，其中，方法包括：根据核电厂布置信息和荷载信息，确定分析模型；根据核电厂布置信息、所述荷载信息和所述分析模型，获得分析模型在目标荷载下的位移场，所述荷载信息包括目标荷载；根据所述位移场，确定安全壳的结构。本发明实施例中，通过获得分析模型在目标荷载下的位移场，再根据目标荷载下求得的位移场结果来确定核电厂安全壳结构，使每一个荷载作用下的位移场只被求解了一次，没有重复求解。相较于现有技术中，依次直接求解荷载效应组合时，一个荷载作用下的位移场至少会重复求解两次的方法，节省了人力和时间成本，解决了核电厂安全壳结构设计存在设计周期长，设计人力成本高的问题。
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公开(公告)号：CN118057702A
公开(公告)日：2024-05-21
申请号：CN202211453821.1
申请日：2022-11-21
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂供电系统，涉及核电厂技术领域，特别涉及一种直流系统及核电厂用电系统，以解决核电厂现有直流系统中的蓄电池组使用寿命不长、成本较高的问题。该核电厂供电系统包括电池管理系统、锂电池组、蓄电池充电器、配电设备和交流电源；所述交流电源通过所述蓄电池充电器与所述配电设备的第一输入端电连接，所述蓄电池充电器通过第一开关与所述配电设备的第二输入端电连接，所述配电设备的输出端与负载电连接，以向所述负载供电，所述电池管理系统与所述第一开关电连接，以控制所述第一开关的启闭状态。本发明有利于提高所述核电厂供电系统的寿命。
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公开(公告)号：CN117993235A
公开(公告)日：2024-05-07
申请号：CN202211365815.0
申请日：2022-10-31
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G06F30/23 , G06F119/14 , G06F119/20
Abstract: 本发明提供一种结构设计参数确定方法、装置、设备及可读存储介质，涉及安全壳设计领域，以解决现有技术中安全壳结构参数的计算周期较长的问题。该方法包括：获取安全壳的整体结构尺寸和材料属性；确定所述安全壳的整体模拟模型；计算所述至少两个荷载的第一组合内力；基于所述第一组合内力、所述第一钢板厚度和预设的第一结构数据，确定第二钢板厚度和第二结构数据；基于所述整体模拟模型、所述至少两个荷载、所述第二结构数据和所述第二钢板厚度，确定整体结构数据和整体钢板厚度；确定所述安全壳的子模型的局部结构数据和局部钢板厚度。本发明可以缩短安全壳结构参数的计算周期。
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公开(公告)号：CN116564570A
公开(公告)日：2023-08-08
申请号：CN202210100109.7
申请日：2022-01-27
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电反应堆控制系统和设备。核电反应堆控制系统，包括：第一控制系统和第二控制系统，所述第一控制系统设置于控制室内，且所述第一控制系统与核电反应堆对应的控制设备电连接；所述第二控制系统包括M个控制器，且每个所述控制器均分别与所述控制设备电连接，M为大于1的整数；其中，当所述核电反应堆处于满足预设条件的第一工况，且所述第一控制系统处于停止工作状态的情况下，所述M个控制器中的至少部分控制器处于工作状态，且所述至少部分控制器用于控制所述核电反应堆由所述第一工况切换为不满足所述预设条件的第二工况。这样，可以增强了对核电反应堆的工况调节效果，且增强了对核电反应堆的工况调节的可靠性。
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公开(公告)号：CN110610008B
公开(公告)日：2023-07-28
申请号：CN201810613120.7
申请日：2018-06-14
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明提供一种核素释放活度的计算方法和装置，所述方法包括：确定一回路中核素i的稳态比活度Ci(0)；获取所述核素i在所述堆芯中的积存量Ii、在燃料棒包壳间隙内的份额fi和释放时长，并计算所述核素i从所述堆芯向所述一回路的瞬态释放速率Ri；根据所述Ci(0)，计算与所述Ri对应的所述一回路中所述核素i在t时刻的瞬态比活度Ci(t)；基于所述Ci(t)，计算传热管破裂后的目标时间段内所述核素i向所述环境释放的活度Qi，其中，所述t时刻属于所述目标时间段。本发明提供的核素释放活度的计算方法和装置，能够与相关规定的SGTR事故后果限制性准则相匹配，同时结合核电站的实际设计特点，使计算出的Qi与核电站实际释放的Qi接近。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115676962A
公开(公告)日：2023-02-03
申请号：CN202110862445.0
申请日：2021-07-29
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: C02F1/32 , C02F1/72 , C02F101/30 , C02F103/08
Abstract: 本发明实施例提供一种海水处理设备及系统，海水处理设备包括壳体、反应腔和紫外灯，反应腔和紫外灯设置于壳体内部，壳体上开设有入水口和出水口，入水口通过第一管路与反应腔连通，反应腔中设置有光催化剂。本发明实施例中，将海水引入壳体，并通过第一管路进入反应腔，反应腔中的光催化剂在紫外灯的照射下与海水中的有机化合物反应，以降解有机化合物，反应后的海水从反应腔的腔体溢出，可通过出水口与核电站中的后续设备连通，进一步提高对海水的处理能力，防止海水中的有机物堵塞后续设备。
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公开(公告)号：CN113409976B
公开(公告)日：2022-12-27
申请号：CN202010186288.1
申请日：2020-03-17
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G21D3/00 , G05B19/042
Abstract: 本发明提供一种核电站非安全级过程控制系统，包括至少一个过程控制子系统、控制网络模块和管理展示模块，所述控制网络模块与至少一个服务器通信连接，并与所述至少一个过程控制子系统通信连接，所述控制网络模块用于获取各所述过程控制子系统的第一数据信息，将所述第一数据信息进行分类处理，得到第二数据信息，并将所述第二数据信息上传至所述至少一个服务器；所述管理展示模块与所述至少一个服务器通信连接，所述管理展示模块用于获取所述服务器内的第二数据信息，并对所述第二数据信息进行展示。本发明实施例实现了各过程控制子系统数据信息的集中展示，以便于对核电站的监控。
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公开(公告)号：CN114997425A
公开(公告)日：2022-09-02
申请号：CN202110230969.8
申请日：2021-03-02
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G06Q10/00 , G06Q50/06 , G06F16/22 , G06F16/245 , G06F16/2458 , G06F16/248 , G06F16/28
Abstract: 本申请公开了一种核动力设备缺陷信息管理装置和电子设备。其中，核动力设备缺陷信息管理装置，包括：缺陷录入模块，所述缺陷录入模块中记载有至少一条核动力设备的设备缺陷信息，其中，所述核动力设备缺陷为核动力设备全寿命周期内的缺陷；第一接收模块，用于接收用户输入的检索信息；检索模块，所述检索模块与所述缺陷录入模块和所述第一接收模块分别连接，所述检索模块用于从所述缺陷录入模块中检索与所述检索信息匹配的目标设备缺陷信息；输出模块，所述输出模块与所述检索模块连接，并用于输出所述目标设备缺陷信息。本申请实施例能够提高核动力设备在制造、运行过程中的经验数据的利用程度，能够提升核动力设备的监管、设计、使用以及维护水平。
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公开(公告)号：CN114355047A
公开(公告)日：2022-04-15
申请号：CN202210234704.X
申请日：2022-03-11
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
Abstract: 本发明提供一种棒位探测器线圈测试方法、装置及电子设备，涉及仪控系统核心部件的测试技术领域。具体实现方案为：获取目标控制棒对应的探测器线圈的数据信息，所述数据信息包括：所述探测器线圈的电阻值和绝缘值；依据所述目标控制棒对应探测器线圈的电阻值预测所述探测器线圈的探测器线圈温度；依据所述目标控制棒对应的探测器线圈温度预测所述目标控制棒对应探测器线圈的等效电阻值；确定所述等效电阻值与标准电阻值的对比结果；依据所述对比结果和所述探测器线圈的绝缘值确定所述探测器线圈状态的管理数据。本发明可以提高对于棒位探测器线圈检测的准确性。
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公开(公告)号：CN114077763A
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202010815504.4
申请日：2020-08-13
Applicant: 华龙国际核电技术有限公司
IPC: G06F30/13 , G06F30/20 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供一种核电厂安全壳结构确定方法及装置，其中，方法包括：根据核电厂布置信息和荷载信息，确定分析模型；根据核电厂布置信息、所述荷载信息和所述分析模型，获得分析模型在目标荷载下的位移场，所述荷载信息包括目标荷载；根据所述位移场，确定安全壳的结构。本发明实施例中，通过获得分析模型在目标荷载下的位移场，再根据目标荷载下求得的位移场结果来确定核电厂安全壳结构，使每一个荷载作用下的位移场只被求解了一次，没有重复求解。相较于现有技术中，依次直接求解荷载效应组合时，一个荷载作用下的位移场至少会重复求解两次的方法，节省了人力和时间成本，解决了核电厂安全壳结构设计存在设计周期长，设计人力成本高的问题。
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