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公开(公告)号：CN110487315A
公开(公告)日：2019-11-22
申请号：CN201910804667.X
申请日：2019-08-28
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G01D18/00
摘要： 一种仪表漂移的分析系统及方法。该系统包括数据采集模块、数据预处理模块、正态分布验证模块、时间相关性分析模块和漂移量预估模块。数据采集模块采集多个仪表的以往的校验数据，将多个所述仪表成多个单元组；数据预处理模块根据同属于一个单元组的仪表的基本数据计算出所述单元组的仪表的计算漂移值；正态分布验证模块验证同属于一个单元组的仪表的校验数据是否服从正态分布；时间相关性分析模块对所述单元组的仪表的漂移数据与时间的相关性进行分析；漂移量预估模块计算出校验周期延长后的仪表漂移。从而，该系统通过分析仪表的以往的校验数据来预测仪表校验周期延长后的漂移量，为仪表校验间隔延长提供依据，从而确保核电厂的安全运行。
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公开(公告)号：CN110487315B
公开(公告)日：2021-09-28
申请号：CN201910804667.X
申请日：2019-08-28
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G01D18/00
摘要： 一种仪表漂移的分析系统及方法。该系统包括数据采集模块、数据预处理模块、正态分布验证模块、时间相关性分析模块和漂移量预估模块。数据采集模块采集多个仪表的以往的校验数据，将多个所述仪表成多个单元组；数据预处理模块根据同属于一个单元组的仪表的基本数据计算出所述单元组的仪表的计算漂移值；正态分布验证模块验证同属于一个单元组的仪表的校验数据是否服从正态分布；时间相关性分析模块对所述单元组的仪表的漂移数据与时间的相关性进行分析；漂移量预估模块计算出校验周期延长后的仪表漂移。从而，该系统通过分析仪表的以往的校验数据来预测仪表校验周期延长后的漂移量，为仪表校验间隔延长提供依据，从而确保核电厂的安全运行。
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公开(公告)号：CN113327038A
公开(公告)日：2021-08-31
申请号：CN202110622173.7
申请日：2021-06-03
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种核电厂定期试验周期延长的分级评估方法，包括：确定需要延长周期的试验项目；判断执照基准文件是否规定试验项目的周期；若否，根据目标周期对核电厂构筑物、系统和部件的可靠性影响和安全性影响级别进行周期延长评估。本发明可以系统化地评估定期试验周期延长是否合理，还能确定周期延长对核电厂构筑物、系统和部件的可靠性和安全性的影响程度处于什么水平，系统性地增强核电厂定期试验周期延长评估的逻辑性和说服力。
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公开(公告)号：CN113344246A
公开(公告)日：2021-09-03
申请号：CN202110512759.8
申请日：2021-05-11
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种核电厂监督要求优化方法，包括：获取核电厂安全相关系统和设备的运行技术规范及监督项目；将运行技术规范和监督项目进行对比分析，获得对比分析结果；根据对比分析结果，确定监督类别；基于监督类别进行论证分析，获得监督要求优化结果。通过本发明对核电厂监督要求进行优化，可以有效解决现有监督要求存在监督内容与运行技术规范要求不一致，内容繁杂，层次不分明和重复验证的问题，有利于进一步突出了安全重要监督，发现并弥补管理疏漏，提升电厂安全管理水平，同时精简监督内容,提升电厂核安全管理自主性和灵活性。
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公开(公告)号：CN112330124A
公开(公告)日：2021-02-05
申请号：CN202011174587.X
申请日：2020-10-28
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及一种评估事故环境对仪表通道不确定度影响的方法及系统，包括：判断是否需要对仪表通道的不确定度进行计算；若是，确定所述仪表通道的位置信息及环境信息；获取所述仪表通道对应的事故工况；所述对应的事故工况为根据所述仪表通道对应的安全功能确定的事故工况；从所述对应的事故工况中选取目标事故工况；确定所述目标事故工况从事故发生至产生所述仪表通道相应保护信号之间的时间间隔；评估在所述时间间隔内的目标事故工况对所述仪表通道不确定度的影响。本发明可有效评估事故环境对仪表通道不确定度的影响，降低评估工作的难度，可有效保证评估的效率和合理性。
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公开(公告)号：CN111834025A
公开(公告)日：2020-10-27
申请号：CN202010648503.5
申请日：2020-07-07
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G21D3/04
摘要： 一种核电厂安全相关仪表校验类监督项目周期延长的评价方法，包括以下步骤：获取安全相关仪表的名义触发整定值NTSP和分析限值AL；根据安全相关仪表的历史校验数据，计算安全相关仪表校验类监督项目在周期延长后的漂移量ADC1；根据所述漂移量ADC1计算安全相关仪表校验类监督项目在周期延长后的通道不确定度CUC1；计算安全相关仪表的安全裕度，其中，安全相关仪表的安全裕度＝AL－CUC1－NTSP；然后判断安全相关仪表的安全裕度是否大于0，若是，则不调整安全相关仪表的名义触发整定值NTSP。本发明的核电厂安全相关仪表校验类监督项目周期延长的评价方法设计新颖，实用性强。
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公开(公告)号：CN112330124B
公开(公告)日：2024-03-12
申请号：CN202011174587.X
申请日：2020-10-28
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G06Q10/063 , G06Q50/06
摘要： 本发明涉及一种评估事故环境对仪表通道不确定度影响的方法及系统，包括：判断是否需要对仪表通道的不确定度进行计算；若是，确定所述仪表通道的位置信息及环境信息；获取所述仪表通道对应的事故工况；所述对应的事故工况为根据所述仪表通道对应的安全功能确定的事故工况；从所述对应的事故工况中选取目标事故工况；确定所述目标事故工况从事故发生至产生所述仪表通道相应保护信号之间的时间间隔；评估在所述时间间隔内的目标事故工况对所述仪表通道不确定度的影响。本发明可有效评估事故环境对仪表通道不确定度的影响，降低评估工作的难度，可有效保证评估的效率和合理性。
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公开(公告)号：CN113344246B
公开(公告)日：2023-05-16
申请号：CN202110512759.8
申请日：2021-05-11
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G06Q10/04 , G06Q10/063 , G06F18/24 , G06Q50/06
摘要： 本发明涉及一种核电厂监督要求优化方法，包括：获取核电厂安全相关系统和设备的运行技术规范及监督项目；将运行技术规范和监督项目进行对比分析，获得对比分析结果；根据对比分析结果，确定监督类别；基于监督类别进行论证分析，获得监督要求优化结果。通过本发明对核电厂监督要求进行优化，可以有效解决现有监督要求存在监督内容与运行技术规范要求不一致，内容繁杂，层次不分明和重复验证的问题，有利于进一步突出了安全重要监督，发现并弥补管理疏漏，提升电厂安全管理水平，同时精简监督内容,提升电厂核安全管理自主性和灵活性。
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公开(公告)号：CN111834025B
公开(公告)日：2022-08-23
申请号：CN202010648503.5
申请日：2020-07-07
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 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： G21D3/04
摘要： 一种核电厂安全相关仪表校验类监督项目周期延长的评价方法，包括以下步骤：获取安全相关仪表的名义触发整定值NTSP和分析限值AL；根据安全相关仪表的历史校验数据，计算安全相关仪表校验类监督项目在周期延长后的漂移量ADC1；根据所述漂移量ADC1计算安全相关仪表校验类监督项目在周期延长后的通道不确定度CUC1；计算安全相关仪表的安全裕度，其中，安全相关仪表的安全裕度＝AL－CUC1－NTSP；然后判断安全相关仪表的安全裕度是否大于0，若是，则不调整安全相关仪表的名义触发整定值NTSP。本发明的核电厂安全相关仪表校验类监督项目周期延长的评价方法设计新颖，实用性强。
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公开(公告)号：CN113327039A
公开(公告)日：2021-08-31
申请号：CN202110626905.X
申请日：2021-06-04
申请人： 广东核电合营有限公司 , 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要： 本发明涉及核电厂灵活运行和24个月换料定期试验周期控制方法，包括：确定换料周期的调整方式；确定试验项目的类型；根据试验项目的类型和换料周期的调整方式，制定试验项目的周期控制策略。本发明分别为灵活运行和24个月换料两种换料周期调整方式制定了相应的定期试验周期控制策略，可提高核电厂的经济性，且当选择灵活运行的换料周期调整方式，还可以适应机组长期临停情况，提升核电机组的运行灵活性。
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