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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
申请人: 阳江核电有限公司
IPC分类号: G06F18/2433 , G21D5/04 , G06Q50/06 , F01D15/10
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。
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公开(公告)号:CN118965483A
公开(公告)日:2024-11-15
申请号:CN202410780873.2
申请日:2024-06-17
申请人: 阳江核电有限公司
IPC分类号: G06F30/13 , G06F30/20 , G06F119/14
摘要: 本申请公开了一种安全壳混凝土收缩徐变的确定方法、系统及可读存储介质,该安全壳混凝土收缩徐变的确定方法包括:获取预设时段内的应力传感信息,并进行处理以获取实测应变信息;获取已有的多个收缩徐变预测模型,以及获取安全壳混凝土的材料信息、施工信息、服役环境信息、预应力张拉信息,并将其分别送入每个收缩徐变预测模型进行计算,以获取各个理论应变信息;从多个收缩徐变预测模型中确定出目标收缩徐变预测模型;确定目标收缩徐变预测模型中的敏感参数;获取敏感参数的历史监测数据,并对目标收缩徐变预测模型进行修正,以获取修正后的目标收缩徐变预测模型。实施本申请的技术方案,大大提高了核电厂安全壳结构强度评估的精度。
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公开(公告)号:CN116773119A
公开(公告)日:2023-09-19
申请号:CN202310736316.6
申请日:2023-06-20
申请人: 阳江核电有限公司
IPC分类号: G01M3/28 , G21C17/00 , G21C17/003
摘要: 本发明涉及一种核电站安全壳密封状态评价方法、系统和电子装置,通过获取预设终止时刻安全壳内气体压力和预设初始时刻安全壳内气体压力的第一差值,将第一差值记为安全壳内气体压力变化值;获取仪用压缩空气系统注入导致安全壳内气体压力变化计算值;根据安全壳内气体压力变化值和安全壳内气体压力变化计算值,评价安全壳密封状态,可以评价任何时间段的安全壳密封状态,无需5个有效的(Qld,△P),即至少5天的时间才能获取Ql60评价安全壳密封状态,解决了不能及时评价安全壳密封状态的问题。
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公开(公告)号:CN116464628A
公开(公告)日:2023-07-21
申请号:CN202310440391.8
申请日:2023-04-21
申请人: 阳江核电有限公司 , 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: F04B51/00 , G06Q10/0639 , G06Q50/06
摘要: 本发明涉及一种核电站重要厂用水系统泵水力性能评估方法和系统,包括:采集核电站重要厂用水系统的泵水力特性试验的原始数据;对原始数据进行分析和计算,获得重要厂用水系统的泵性能参数变化分析理论模型;对原始数据进行计算,获得泵性能评价标准;基于泵性能参数变化分析理论模型对重要厂用水系统泵每天的性能变化进行评估;基于泵性能评价标准对重要厂用水系统泵性能偏差进行评估。本发明通过建立海水潮位对泵性能参数变化分析理论模型对重要厂用水系统泵每天性能变化趋势进行预测,同时,通过所确定的泵性能评价标准对泵性能进行评估,实现了对泵性能的持续监控和性能预测,解决了只采用泵出厂试验评价标准对泵性能预测不适用的问题。
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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
申请人: 阳江核电有限公司
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。
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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
申请人: 阳江核电有限公司
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。
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公开(公告)号:CN116434993A
公开(公告)日:2023-07-14
申请号:CN202310221842.9
申请日:2023-03-08
申请人: 阳江核电有限公司 , 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: G21D3/00 , G06F30/20 , G06F119/02 , G06F119/06
摘要: 本发明涉及一种核电站凝汽器半侧运行的状态评估方法和系统,包括以下步骤:基于凝汽器冷却管汽流激振模型,计算凝汽器半侧运行时的标准跨距;基于标准跨距判断凝汽器是否满足功率运行要求;若是,进行失效评估;若否,进行风险评估。本发明通过对核电站凝汽器半侧运行时冷却管的状态进行综合评估,保证了凝汽器的安全可靠运行,避免风险存在,提升了机组运行的安全性和可靠性。
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公开(公告)号:CN116124068A
公开(公告)日:2023-05-16
申请号:CN202310035567.1
申请日:2023-01-10
申请人: 阳江核电有限公司 , 中国广核集团有限公司 , 中国广核电力股份有限公司
摘要: 本发明公开了一种核电厂主给水系统孔板阀内径测量装置,适用于已拆卸孔板的孔板阀,包括主机和控制器;主机包括组成L形的位于上部的定位机构和位于下部的伸缩测量机构;伸缩测量机构自孔板拆卸后孔板阀上的空隙插入,插入后转动定位机构以令伸缩测量机构与孔板阀内径代表管段轴向平行,定位机构固定在孔板阀上,控制器控制伸缩测量机构对孔板阀内径代表管段的内径进行轴向范围的全周测量。该装置利用孔板拆卸后孔板阀上留下的空隙直接安装,解决常规工具无法测量的难题,在不破坏现场设备情况下,实现对孔板阀内径代表管段的内径的精确测量,精度可达0.1mm,保证核电厂热功率基准(KME热功率)的准确性,保障核安全。
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公开(公告)号:CN114842992A
公开(公告)日:2022-08-02
申请号:CN202210162748.6
申请日:2022-02-22
申请人: 阳江核电有限公司 , 北京广利核系统工程有限公司 , 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: G21C17/00 , G21C17/003
摘要: 本发明涉及了一种核电站安全壳泄漏率的在线监测系统及应急采集分析装置,该应急采集分析装置包括相连接的采集箱及分析机,采集箱包括:接入模块用于接入信号;采集模块用于对接入信号进行采集;电压电流变送模块;切换模块用于在压力信号为电压型模拟信号时先将其送入电压电流变送模块再送入采集模块;在为电流型模拟信号时直接将其送入采集模块;分析机包括:输入模块用于接收当前电站/机组标识;导入模块用于接收历史采集数据;处理模块用于分析安全壳的泄漏情况,并将分析结果与当前电站/机组标识关联;输出模块用于输出关联后的分析结果。实施本发明的技术方案,移动性强,可适用于不同电站和不同机组,实现了安全壳泄漏情况的连续监测。
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公开(公告)号:CN118969346A
公开(公告)日:2024-11-15
申请号:CN202411365763.6
申请日:2024-09-27
申请人: 阳江核电有限公司
IPC分类号: G21D5/06 , G21D1/00 , G21D1/02 , G21D3/00 , F22B1/06 , F22B1/28 , F22B1/00 , F22B37/26 , F22B33/18 , F22D1/50 , F28D20/00 , F21S9/04 , F21V23/00
摘要: 本发明公开了一种核电机组、核电机组控制方法、控制设备和系统。该方法包括:在储能模块对应的当前阶段为储能阶段时,控制核能发电模块给熔盐电加热器供电,以使熔盐电加热器和/或太阳能集热器对低温熔盐储存机构输出的低温熔盐进行加热;在释能阶段时,控制高温熔盐储存机构向第一蒸汽发生器输出高温熔盐,控制第一蒸汽发生器对高温熔盐进行处理,向核能发电模块输出蒸汽;在当前阶段为边储边释阶段时,控制太阳能集热器对低温熔盐储存机构输出的低温熔盐进行加热;控制高温熔盐储存机构向第一蒸汽发生器输出高温熔盐,控制第一蒸汽发生器对高温熔盐进行处理,向核能发电模块输出蒸汽。该方法能够合理控制核电机组工作,实现“削峰填谷”。
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