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公开(公告)号：CN109887627B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201910139522.2
申请日：2019-02-26
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G21C17/108 , G21D3/00 , G21D3/06
Abstract: 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统，属于核电站堆芯安全技术领域。系统包括堆内平均轴向通量偏差获取模块、堆外轴向通量偏差获取模块、偏差项逻辑模块、堆芯平均轴向通量偏差获取模块；堆内平均轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆内平均轴向通量偏差补偿信号正输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号并经过τ时间延迟后负输入给偏差项逻辑模块；堆外轴向通量偏差获取模块获取当前时刻堆外轴向通量偏差信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块；偏差项逻辑模块的输出信号正输入给堆芯平均轴向通量偏差获取模块。本发明能确保实时计算偏差项有效/无效下,系统均能输出堆芯平均轴向通量偏差。
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公开(公告)号：CN109256226B
公开(公告)日：2020-07-03
申请号：CN201811305861.5
申请日：2018-11-05
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G21C17/10 , G21C17/108
Abstract: 一种反应堆临界外推监督系统及方法，属于反应堆技术领域。系统包括两个装载于堆芯中且对称分布的中子源组件，靠近中子源组件设置的第一、第二源量程中子探测器，远离中子源组件设置的第三、第四源量程中子探测器。方法包括在堆芯处于较深次临界状态下，基于第一、第二源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；随着正反应性操作引入堆芯，次临界度不断减小，第三、第四源量程中子探测器具有有效计数率后，基于第一、第二、第三、第四源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督；堆芯达到临界状态时，停止向堆芯引入正反应性操作。本发明能有效监督堆芯的临界安全，并能够更为准确地预估堆芯的临界状态，确保反应堆能够安全、可控地达临界。
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公开(公告)号：CN117116512A
公开(公告)日：2023-11-24
申请号：CN202310886628.5
申请日：2023-07-19
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 本发明涉及核电厂控制棒组件包壳单点磨损技术领域，本发明提供了一种核电厂控制棒组件包壳单点磨损缓解方法，包括步骤：判断是否需要实施控制棒全提棒位调整；确定控制棒全提棒位调整的适用对象；确定控制棒全提棒位调整的上限；确定控制棒全提棒位调整的下限；确定控制棒全提棒位的最小调整步数；确定控制棒全提棒位的调整区间；确定控制棒全提棒位的调整周期；实施控制棒全提棒位调整。本发明通过定期调整控制棒全提棒位避免控制棒在同一位置长期磨损。上述方法有助于延长控制棒使用寿命，提升机组运行经济性，同时可提高机组运行的安全稳定性。
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公开(公告)号：CN117038125A
公开(公告)日：2023-11-10
申请号：CN202310893819.4
申请日：2023-07-19
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G21C17/00 , G06F18/241
Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂控制棒组件包壳磨损风险的识别和控制技术领域，针对在设计阶段或未实施控制棒池边检查的条件下提前识别控制棒包壳可能存在的磨损风险问题，本发明提供了一种核电厂控制棒组件包壳磨损风险识别和控制方法，包括：获取核电厂信息；识别磨损潜在因素；判断磨损因素的危害程度；整体判断磨损的风险；控制和降低磨损风险。本发明通过识别控制棒包壳的磨损风险，可为干预控制棒包壳的磨损行为提供准确的切入时间的指导，提升机组运行的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN112052998B
公开(公告)日：2023-04-07
申请号：CN202010936983.5
申请日：2020-09-08
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 本发明涉及乏燃料水池沸腾时间预测技术领域，具体为一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法。一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统，包括乏燃料衰变热计算模块，用于通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热；生产实时数据获取模块，用于获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据；水池换热计算模块，用于通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系。本申请能够实时预测乏燃料水池的沸腾时间，在事故工况下，实时获取机组乏燃料水池温度计算的相关参数，并实时反馈乏燃料水池温度随时间的变化及乏燃料水池沸腾时间、组件裸露的时间。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN109639681B
公开(公告)日：2022-04-05
申请号：CN201811532011.9
申请日：2018-12-14
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: H04L67/1001 , H04L67/1095 , H04L67/1097 , H04L67/12 , H04L9/40
Abstract: 一种在线堆芯功率分布监测系统，属于核电站堆芯监测技术领域。系统包括第一监测服务器、第二监测服务器、预测服务器、第一隔离装置、第二隔离装置、镜像服务器、客户终端；所述第一监测服务器和所述第二监测服务器用于实时监测堆芯功率分布，监测数据经第一隔离装置传输给所述预测服务器；所述预测服务器将监测数据经第二隔离装置传输给所述镜像服务器；所述镜像服务器经防火墙与所述客户终端双向通信。本发明在不改变原工业网络设计的基础上，利用新的网络架构实现核电厂工业网络与行政办公网络之间的隔离，影响小，施工量少，费用低，并能确保监测实时性。
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公开(公告)号：CN116933523A
公开(公告)日：2023-10-24
申请号：CN202310890062.3
申请日：2023-07-19
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明涉及核电厂控制棒组件堆芯装载方案设计技术领域，本发明提供了一种径向平衡控制棒磨损的双指标堆芯装载设计方法，包括步骤：确定验收值AV与预警值WV两个指标，进行控制棒评价与堆芯装载方案设计对验收值AV与预警值WV进行双指标数据处置与数据预测；形成双指标预测矩阵；输出双指标堆芯装载方案。本发明提高控制棒预测剩余壁厚的裕量，增加控制棒使用的循环数，通过增加控制棒剩余壁厚预警值，在装载设计方案搜索时，搜索预警区段数与剩余壁厚值两个指标，生成径向平衡控制棒磨损的装载方案。
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公开(公告)号：CN116561987A
公开(公告)日：2023-08-08
申请号：CN202310420504.8
申请日：2023-04-19
Applicant: 三门核电有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/108 , G21C17/10
Abstract: 本发明属于反应堆堆内监测系统和反应堆安全运行的理论模拟技术领域，具体涉及定量评估钒自给能中子探测器瞬发伽马响应电流的方法。通过栅格计算获得不同燃耗深度下自给能中子探测器所在组件的燃料棒和钒自给能中子探测器发射体中的核素成分与核数密度，使用蒙特卡罗程序根据不同燃耗深度下的燃料棒和钒自给能中子探测器发射体中的核素成分与核数密度分别进行组件内和钒自给能中子探测器内的中子‑光子‑电子耦合输运计算，得到瞬发伽马响应电流和中子响应电流，最终计算得到瞬发伽马响应电流占比。该方法可以对堆芯运行过程中钒自给能中子探测器的瞬发伽马响应电流进行定量评估，具有良好的工程应用前景。
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公开(公告)号：CN116415105A
公开(公告)日：2023-07-11
申请号：CN202211547132.7
申请日：2022-12-05
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 本发明的目的在于提供一种核电厂控制棒组件包壳剩余壁厚预测方法，能够快速、高效率、全面量化的获取所有控制棒的磨损程度，无玷污风险。本发明的上述技术目的是通过以下技术方案实现的：包含以下步骤：S01、包壳壁厚数据获取步骤：获取堆芯位置L处已结束的几次循环中已记录的每次循环前、后控制棒包壳的壁厚数据；S02、堆芯位置L处磨损速率确定步骤：将控制棒在堆芯位置L处一次循环前、后的包壳壁厚差值ΔX作为该堆芯位置的磨损速率CL；S03、初始包壳壁厚获取步骤：获取控制棒在堆芯位置L处进入循环前的包壳初始壁厚值X1；S04、剩余包壳壁厚计算步骤：插配在堆芯位置L处的控制棒在经过循环后的包壳剩余壁厚X2＝X1‑CL*循环次数。
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公开(公告)号：CN113547482A
公开(公告)日：2021-10-26
申请号：CN202110850236.4
申请日：2021-07-27
Applicant: 三门核电有限公司
Abstract: 一种长杆式自动紧固装置，包括拧紧组件和吊挂组件；所述吊挂组件具有一可升降的吊挂头；所述拧紧组件包括第一横杆、一端与所述吊挂头衔接另一端与所述第一横杆固定的长杆以及分别设置于所述第一横杆两端的驱动单元和配重单元，所述的驱动单元包括操作头和驱转所述操作头的驱动马达；本发明使得对于深水处的螺栓的固定变得简单、安全。
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