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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：CN105702307B
公开(公告)日：2017-09-01
申请号：CN201610069262.2
申请日：2016-02-01
申请人： 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 , 大亚湾核电运营管理有限责任公司
IPC分类号： G21D3/04
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： 一种核电厂定期试验监督要求分级管理的方法，包括：S1：查询上游相关文件数据，对监督要求内的所有准则进行安全性和可用性分析；S2：基于步骤S1的分析结果，根据细则、一般性原则和级别定义，确定监督要求内的所有准则的级别；S3：将分级结果与参考电站的对应准则的分级结果进行对比，并对与参考电站有区别的分级结果进行复查。本发明对准则进行安全性和可用性分析，然后依据细则、一般性原则和级别定义，对各试验准则按重要程度进行安全分级，准则分级后可用于通过配合增设相应的管理措施达到加强重要核安全相关功能或设备的管理和控制，以提高和加强电站的安全管理水平。
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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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公开(公告)号：CN107705018A
公开(公告)日：2018-02-16
申请号：CN201710934864.4
申请日：2017-10-10
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司 , 中国广核集团有限公司
CPC分类号： G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G21D3/001
摘要： 本发明提供一种用于核电厂定期试验周期延长的论证方法，包括以下步骤：将核电厂中的安全相关设备分类为仪表校验类设备和非仪表校验类设备，并针对不同分类的安全相关设备的定期试验采用不同的论证方法。针对非仪表校验类设备，引入风险指引型分析方法，评估和论证定期试验周期延长后导致的堆芯损坏概率增量，并将其与法规规定的允许增量准则进行比较，确定定期试验周期延长的可行性。针对仪表校验类设备，采用以数理统计为基础的漂移分析，定量计算周期延长后的漂移量，进行综合判断周期延长的可行性。该论证方法将数理统计和风险指引型分析相结合，能够精准有效地对核电厂定期试验周期延长进行评估。
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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：CN118886710A
公开(公告)日：2024-11-01
申请号：CN202410917024.7
申请日：2024-07-09
申请人： 苏州热工研究院有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
IPC分类号： G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G06F18/2433
摘要： 本申请公开了一种核电机组安全状态的监督评估方法、系统及可读存储介质，该监督评估方法包括：识别核电机组的各项生产活动的偏差信息，并根据所述偏差信息确定出异常风险项，且对各个所述异常风险项进行重要度分析，以确定每个所述异常风险项的重要度等级；获取核电机组的多个性能指标数据，并对各个所述性能指标数据进行重要度分析，以确定每个所述性能指标数据的重要度等级；根据各个所述异常风险项的重要度等级及各个所述性能指标数据的重要度等级，确定核电机组的安全状态。实施本申请的技术方案，实现了核电机组安全状态的定量化评估，可避免出现因人员知识、经验的差异而导致评估结果偏差较大的情况。
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