一种核电机组出力异常判断方法及系统

    公开(公告)号:CN117195116A

    公开(公告)日:2023-12-08

    申请号:CN202311042852.2

    申请日:2023-08-17

    摘要: 本发明涉及一种核电机组出力异常判断方法及系统。包括:S1、基于影响核电机组出力的若干条件因素,获取每一条件因素的若干历史条件数据和额定热功率下的历史机组出力数据;S2、拟合每一条件因素对应的若干历史条件数据及其对应的历史机组出力数据以得到对应的历史机组出力表达式;S3、分别获取条件因素对应的实时条件数据,根据对应的历史机组出力表达式获取对应的实时参考机组出力数据;S4、获取实时参考机组出力数据与核电机组的实时额定热功率出力的差值并判断条件因素是否异常,以得到核电机组对应的判定结果;S5、根据多个条件因素对应的判定结果得到核电机组出力的最终判定结果。实时本发明更够准确的得到核电机组出力异常的判断结果。

    核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置

    公开(公告)号:CN104240778B

    公开(公告)日:2016-10-05

    申请号:CN201410280444.5

    申请日:2014-06-20

    IPC分类号: G21C17/02 G21C17/022

    摘要: 本发明涉及一种核电站用冷凝器试验技术,特别是核电站用冷凝器特性试验系统、方法及装置,本发明采用压力传感器和温度传感器、现场数据读取单元和化学分析单元收集数据,最终由处理单元完成所有数据的处理,并得出结果,以判断核电站冷凝器工作状态,将上述过程所涉及到的核电站用冷凝器特性试验系统设置在核电站用冷凝器特性试验装置中,使得核电站用冷凝器特性试验系统使用起来更加方便,能够快速、有效的检测出核电站冷凝器的状态,提升了核电站用冷凝器特性试验的检测效率,而且提高了准确率,降低了核电站的运作成本。

    安全壳破口泄漏率评估方法、装置、存储介质和电子设备

    公开(公告)号:CN116776039A

    公开(公告)日:2023-09-19

    申请号:CN202310774427.6

    申请日:2023-06-27

    摘要: 本发明涉及安全壳破口泄漏率评估方法、装置、存储介质和电子设备,包括以下步骤:获取破口前端的初始参数和破口出口的动态参数;根据初始参数和动态参数进行计算,获得破口出口的空气流速的计算式;根据破口出口的空气流速的计算式以及破口的尺寸参数进行计算,获得破口的泄漏率。本发明通过确定破口出口的空气流速的计算式并结合破口的尺寸参数,可以定量、准确地评价单个尺寸可测的漏点的泄漏率,直观地建立泄漏率与漏点尺寸的对应关系,提高了核电厂反应堆第三道安全屏障完整性分析的准确性,避免机组运行模式因缺陷无法定量评价而后撤,同时为维修工作提供了可靠的依据。