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公开(公告)号：CN113643833A
公开(公告)日：2021-11-12
申请号：CN202110805837.3
申请日：2021-07-16
申请人： 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/108 , G06F17/18
摘要： 本申请涉及反应堆控制及保护技术领域，特别涉及一种核电站压水反应堆通量图数据修正方法、装置和终端设备，包括：根据待修正的第一通量图数据，确定第一堆芯评价结果；根据历史时间的第二通量图数据，确定修正因子；根据所述修正因子，对所述第一堆芯评价结果进行修正，确定第一修正堆芯评价结果；根据所述第一修正堆芯评价结果，确定修正后的第一通量图数据。本申请实施例通过在正常通道数量不满足要求时对待修正的第一通量图数据进行修正，实现了快速完成全堆芯通量图测量，从而在安全运行的前提下提高了核电机组的发电能力。
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公开(公告)号：CN111584107B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202010307383.2
申请日：2020-04-17
申请人： 岭东核电有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及核电站一回路反应堆技术领域。本发明公开了一种核电站燃料机组重组替代方法、装置、设备和存储介质。通过获取损伤组件的第一燃耗信息以及损伤对称组件的第二燃耗信息；根据第一燃耗信息确定与损伤组件匹配的第一替代组件，根据第二燃耗信息确定与损伤对称组件匹配的第二替代组件；根据中心组件、第一替代组件、第二替代组件以及除损伤组件和损伤对称组件之外的所有1/4旋转对称组件，构建用于替代初始燃料机组的重组燃料机组。在保证燃料机组入堆运行安全的前提下，提高了燃料组件的利用率，从而提高核电站经济性，减少了因损伤组件而造成对称位置组件的浪费。
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公开(公告)号：CN111584106B
公开(公告)日：2022-04-19
申请号：CN202010306133.7
申请日：2020-04-17
申请人： 岭东核电有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C19/20
摘要： 本发明涉及核电站一回路反应堆技术领域，提供了一种核电站燃料机组替代方法、装置、设备和存储介质。通过接收核电站堆芯燃料更换指令，获取核电站堆芯当前运行的初始燃料机组的第一燃料信息，并根据第一燃料信息确认初始燃料机组中是否包含需替换的第一燃耗组件和/或第二燃耗组件；在确认初始燃料机组中包含第一燃耗组件和/或第二燃耗组件时，获取待替换组件的第二燃料信息；根据第一燃料信息和第二燃料信息，自待替换组件中确定替代燃耗组件，并将初始燃料机组中的第一燃耗组件和/或第二燃耗组件更换为替代燃耗组件，得到替代燃料机组。通过上述方法，减少了可燃毒物量和可燃毒物残留量，提高了燃料利用率，延长了设计循环长度。
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公开(公告)号：CN111584106A
公开(公告)日：2020-08-25
申请号：CN202010306133.7
申请日：2020-04-17
申请人： 岭东核电有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C19/20
摘要： 本发明涉及核电站一回路反应堆技术领域，提供了一种核电站燃料机组替代方法、装置、设备和存储介质。通过接收核电站堆芯燃料更换指令，获取核电站堆芯当前运行的初始燃料机组的第一燃料信息，并根据第一燃料信息确认初始燃料机组中是否包含需替换的第一燃耗组件和/或第二燃耗组件；在确认初始燃料机组中包含第一燃耗组件和/或第二燃耗组件时，获取待替换组件的第二燃料信息；根据第一燃料信息和第二燃料信息，自待替换组件中确定替代燃耗组件，并将初始燃料机组中的第一燃耗组件和/或第二燃耗组件更换为替代燃耗组件，得到替代燃料机组。通过上述方法，减少了可燃毒物量和可燃毒物残留量，提高了燃料利用率，延长了设计循环长度。
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公开(公告)号：CN110033871A
公开(公告)日：2019-07-19
申请号：CN201910192202.3
申请日：2019-03-14
申请人： 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明提供了一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，包括以下步骤：反应堆换料处理后，进行提棒处理，使R棒的最终棒位为170步，其他棒的最终棒位为225步；提棒处理后，对反应堆芯进行稀释处理，当中子倒计数率＝0.1或一回路中CB(mes)＝CBCRI外推+10ppm中的任一条件满足时，停止稀释处理；调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界。本发明提供的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，有效彻底解决了换料后反应堆提R棒从170步至顶(简称“一次提R棒”)仍不能一次成功达临界的问题。
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公开(公告)号：CN113643833B
公开(公告)日：2024-09-13
申请号：CN202110805837.3
申请日：2021-07-16
申请人： 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G21C17/108 , G06F17/18
摘要： 本申请涉及反应堆控制及保护技术领域，特别涉及一种核电站压水反应堆通量图数据修正方法、装置和终端设备，包括：根据待修正的第一通量图数据，确定第一堆芯评价结果；根据历史时间的第二通量图数据，确定修正因子；根据所述修正因子，对所述第一堆芯评价结果进行修正，确定第一修正堆芯评价结果；根据所述第一修正堆芯评价结果，确定修正后的第一通量图数据。本申请实施例通过在正常通道数量不满足要求时对待修正的第一通量图数据进行修正，实现了快速完成全堆芯通量图测量，从而在安全运行的前提下提高了核电机组的发电能力。
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公开(公告)号：CN110033871B
公开(公告)日：2020-11-24
申请号：CN201910192202.3
申请日：2019-03-14
申请人： 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明提供了一种百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，包括以下步骤：反应堆换料处理后，进行提棒处理，使R棒的最终棒位为170步，其他棒的最终棒位为225步；提棒处理后，对反应堆芯进行稀释处理，当中子倒计数率＝0.1或一回路中CB(mes)＝CBCRI外推+10ppm中的任一条件满足时，停止稀释处理；调整R棒的棒位≥150步，直至达到首次临界。本发明提供的百万千瓦级核电站的压水反应堆首次临界的控制方法，有效彻底解决了换料后反应堆提R棒从170步至顶(简称“一次提R棒”)仍不能一次成功达临界的问题。
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公开(公告)号：CN111584107A
公开(公告)日：2020-08-25
申请号：CN202010307383.2
申请日：2020-04-17
申请人： 岭东核电有限公司 , 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及核电站一回路反应堆技术领域。本发明公开了一种核电站燃料机组重组替代方法、装置、设备和存储介质。通过获取损伤组件的第一燃耗信息以及损伤对称组件的第二燃耗信息；根据第一燃耗信息确定与损伤组件匹配的第一替代组件，根据第二燃耗信息确定与损伤对称组件匹配的第二替代组件；根据中心组件、第一替代组件、第二替代组件以及除损伤组件和损伤对称组件之外的所有1/4旋转对称组件，构建用于替代初始燃料机组的重组燃料机组。在保证燃料机组入堆运行安全的前提下，提高了燃料组件的利用率，从而提高核电站经济性，减少了因损伤组件而造成对称位置组件的浪费。
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公开(公告)号：CN113658730A
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN202110764184.9
申请日：2021-07-06
申请人： 广东核电合营有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 岭东核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及核电站反应堆二次中子源组件领域，尤其涉及一种核电站二次中子源组件定位方法、装置、设备及存储介质，其方法包括：接收基于二次中子源组件定位策略生成的二次中子源组件控制指令；根据所述二次中子源组件控制指令将二次中子源组件装载至指定组件位置；获取装载完毕后的反应堆堆芯的运行数据；若所述运行数据符合安全要求，判定二次中子源组件定位策略可用。本发明使核电站反应堆堆芯可装载三组二次中子源组件，使核电站二次中子源组件的装载数量和装载位置具有灵活性，提高二次中子源组件与核电站反应堆的适配性。
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公开(公告)号：CN109031396B
公开(公告)日：2020-09-18
申请号：CN201810507957.3
申请日：2018-05-24
申请人： 岭东核电有限公司 , 岭澳核电有限公司 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明适用于反应堆控制与保护系统的技术领域，提供了一种核仪表系统参数标定方法装置及系统，所述方法包括：获取核仪表系统电离室电流数据；根据所述电流数据计算上部电流和下部电流，所述上部电流为电离室上半部的电流，所述下部电流为电离室的下半部电流；根据所述上部电流和所述下部电流，通过核仪表系统核功率的计算公式反算，获得第二核仪表系统参数，其中所述第二核仪表系统参数为新的核仪表系统参数。通过本发明可以节省参数给出时间、无需人工读取和录入数据、提高了工作效率、降低了失误风险，提高了机组出力能力。
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