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[发明专利]一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统-CN202310723093.X在审
发明人：瞿凡;付廷造;曹克美;史国宝;郑明光;严锦泉;黄高峰;王佳赟;张琨;芦苇 -专利权人：上海核工程研究设计院股份有限公司
申请日： 2023-06-16 - 公布日： 2023-10-27 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本公开提供了一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统，涉及压水堆核电厂安全壳风险评价技术领域，方法包括确定安全壳直接加热现象的关键影响因素；获取典型严重事故序列进行批量化模拟分析，基于严重事故序列批量化模拟分析结果，对筛选的关键影响因素进行抽样，形成样本库，通过选择保守模型以及优化模型对样本库的样本进行计算，获取核电厂发生安全壳直接加热情况下对应的安全壳压力峰值，进行定量化分析，基于定量化分析的结果，获取安全壳压力值的概率分布；根据安全壳压力值的概率分布以及安全壳失效条件概率曲线，确定安全壳直接加热定量分析下的安全壳失效概率。本公开能够获得更合理、准确的安全壳失效概率分析结果。
一种核电厂严重事故安全直接加热评估方法系统

[发明专利]用于核电站的辅助控制系统及方法-CN202310692207.9在审
发明人：柴大虎;王丹青;马德有;万睿;孙新峰 -专利权人：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
申请日： 2023-06-12 - 公布日： 2023-10-20 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本申请涉及核电站信息化建设技术领域，公开一种用于核电站的辅助控制系统及方法。所述辅助控制系统包括：运算设备，用于从主控制系统中获取至少一种业务类型的业务数据，并根据业务数据执行所属业务类型下预先设置的业务处理流程，得到至少一种业务类型的业务处理结果；至少一台操作终端，用于根据本机的操作权限，从运算设备提取权限范围内的至少一种业务处理结果，并基于所提取的业务处理结果进行可视化展示。采用本辅助控制系统能够在保障主控制系统安全平稳运行的前提下实现多样化的业务功能。
用于核电站辅助控制系统方法

[发明专利]一种核电站用操作显示装置-CN202111159901.1有效
发明人：关龙 -专利权人：陕西赛普瑞电气有限公司
申请日： 2021-09-30 - 公布日： 2023-10-13 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种核电站用操作显示装置，属于核电站仪表控制技术领域，仪表包括显示系统、操作系统，显示系统包括主控ARM，0‑10V远方设定信号单元，0‑10V测量信号单元，0‑10V本地设定信号单元，TFT显示屏,远方/本地信号继电器逻辑组合单元,远方/本地设定信号选择单元和设定值给定单元，0‑10V远方设定信号单元通过光隔通讯与主控ARM电连接并实现信息互换，0‑10V测量信号单元通过光隔通讯与主控ARM电连接并实现信息互换。本发明以微型计算机为核心的数字化解决方案，将输入与输出信号分别由各自的微型计算机进行控制,并隔离供电，且通过光通讯与主控微型计算机进行信息交换，以实现输入、输出信号之间及主控单元之间的电隔离。
一种核电站操作显示装置

[发明专利]一种核电厂高低负荷不同控制策略切换方法-CN202310535230.7在审
发明人：张英;陈智;张瑞;王华金;崔怀明;李文平;周继翔;李羿良;肖凯;曹锐;尤恺;赵梦薇;陈柯;黄柯;杨鹏程;蒲笑非;段峰;陈冠宇 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-05-12 - 公布日： 2023-10-10 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂高低负荷不同控制策略切换方法。本发明包括如下步骤：S1、低负荷控制模式，获得低负荷控制允许信号P＝1，高负荷控制允许信号P1＝0，获得控制棒自动动作信号C；S2、低负荷控制模式向高负荷控制模式切换；S3、高负荷控制模式，获得控制棒自动动作信号C；S4、高负荷控制模式向低负荷控制模式切换；S5、控制棒将切入手动控制模式，高低负荷控制通道的自动控制信号均无效。本发明能够实现高低负荷工况下反应堆功率控制系统自动控制信号的相互稳定切换，确保核电厂的经济运行和提高核电厂的运行灵活性。
一种核电厂高低负荷不同控制策略切换方法

[发明专利]一种压水堆核电厂DCS验证调试平台及其构建方法-CN202311013970.0在审
发明人：魏新宇;禹文豪;孙培伟 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2023-08-11 - 公布日： 2023-10-10 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明提供一种压水堆核电厂DCS验证调试平台及其构建方法，涉及核反应堆控制技术领域，平台包括：工艺系统仿真模型，用于模拟DCS相关的工作环境；接口程序模块，用于DCS与工艺系统仿真模型的实时数据交互；通过根据DCS在模拟环境下的运行状态，对DCS的性能进行测试；其中，工艺系统仿真模型计算出DCS所需的系统数据后，通过实时数据交互模块将该数据传输至DCS；在DCS根据系统数据计算出控制信号之后，由实时数据交互模块将控制信号传输至工艺系统仿真模型，完成DCS与工艺系统仿真模型之间的数据交互。该平台可以满足核电厂DCS出厂测试和现场调试的需要。
一种压水堆核电厂 dcs 验证调试平台及其构建方法

[发明专利]一种类辐照环境下溶液池热工水力特性的实验方法-CN202311126749.6在审
发明人：曹夏昕;张峻铭;郎旭彤;王延禄;闫震;丁铭;郭泽华 -专利权人：哈尔滨工程大学
申请日： 2023-09-04 - 公布日： 2023-10-10 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明提出了一种类辐照环境下溶液池热工水力特性的实验方法，属于核反应堆堆芯热工水力技术领域。解决了现有堆芯传热研究不能在非核环境下进行以及通过将外界气体注入到实验装置内部的方式来模拟堆芯的辐照环境产生的气泡尺寸较大，影响实验结果的问题。它包括以下步骤：步骤1：通过预热器向实验装置内部加入电解液，步骤2：开启实验装置内的加热器，观察采集系统中的热电偶读数，步骤3：根据实验所需产气量，通过气体质量流量计读数，步骤4：将冷却水通过泵输送到实验装置内的换热盘管中，通过铠装热电偶测量换热盘管内的温度；步骤5：通过激光测振仪测量换热盘管的振动频率和振动幅度。它主要用于堆芯水力特性实验。
种类辐照环境溶液池热工水力特性实验方法

[发明专利]一种核电安全控制显示设备数据库的智能验证方法及系统-CN202010826797.6有效
发明人：胡加永;杜乔瑞;张亚栋;周良;张冬伟;张磊;梁中起 -专利权人：北京广利核系统工程有限公司
申请日： 2020-08-17 - 公布日： 2023-09-29 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明涉及一种核电安全控制显示设备数据库的智能验证方法及系统，属于核电安全控制显示数据库技术领域，解决了现有人工验证安全控制显示设备数据库错误率高，效率低的问题。该方法包括：根据受控设备执行的功能确定其类型；根据受控设备类型确定其控制特性，并进而确定其基准信息，从而建立对应的标准模型；遍历每一类型的受控设备，建立标准模型数据库；基于待验证受控设备的标准模型从待验证受控设备的控制功能图中提取对应的数据，生成验证基准数据库，并从待验证核电安全控制显示设备数据库中提取对应的数据生成验证对象数据库，并进行一致性比对，得到验证结果。实现了核电安全控制显示设备数据库的自动验证，降低错误率、提高了验证效率。
一种核电安全控制显示设备数据库智能验证方法系统

[发明专利]一种安全壳热工水力综合试验装置-CN202011026079.7有效
发明人：李伟;邢继;孙中宁;丁铭;王辉;张楠;孟兆明;于勇 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2020-09-25 - 公布日： 2023-09-29 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开一种安全壳热工水力综合试验装置，包括安全壳模拟体、气体供应系统、非能动导热系统、以及数据系统，气体供应系统具有多个排放口，各排放口分设于安全壳模拟体内的不同位置，用于释放不同参数的气体以模拟不同事故工况下安全壳内的气体喷放；数据系统包括数据采集单元、数据接收单元，数据采集单元为多个，各数据采集单元分布在安全壳模拟体内的不同位置，用于采集安全壳模拟体内不同位置的热工力学参数；数据接收单元与数据采集单元电连接，用于接收各数据采集单元传递的热工力学参数。本发明可实现对安全壳内热分层、多气体组分及分布等复杂热工水力现象及其与安全系统耦合行为的模拟试验研究。
一种安全壳热工水力综合试验装置

[发明专利]面向智能运维的核电厂仪控系统、方法及其核电厂-CN202310548842.X在审
发明人：荆春宁;周彧;吴宇翔;徐思敏;杜德君;陈日罡;田晖;李玉荣;张任妍;张婧;王硕;张冬;孙涛 -专利权人：中国核电工程有限公司
申请日： 2023-05-16 - 公布日： 2023-09-19 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明属于核电厂仪控领域，具体涉及面向智能运维的核电厂仪控系统、方法及其核电厂，包括运行控制和保护区仪控系统和运行辅助区仪控系统；运行控制和保护区仪控系统包括电厂运行控制系统、反应堆保护和安全监测系统、多样性驱动系统、设计扩展工况系统、控制室系统、数据显示和处理系统、过程监测仪表和执行机构系统，以及电厂辐射监测系统、核仪表系统、地震仪表系统。通过电厂运行控制系统的设计和整体布置方案，能够实现控制规模的优化，避免出现核电厂的所有控制功能均通过用于保障电厂安全运行的主仪控平台实现的情况，从而降低整体造价，同时提升核电运行的安全性和可靠性，全面考虑运维需求，提升智能化水平。
面向智能核电厂系统方法及其

[发明专利]基于数字孪生的核电厂转动设备智能故障诊断方法及系统-CN202310573448.1在审
发明人：夏虹;姜莹莹;尹文哲;周卓然;黄学颖;张津铭;张汲宇;贾朱钧 -专利权人：哈尔滨工程大学
申请日： 2023-05-22 - 公布日： 2023-09-19 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种基于数字孪生的核电厂转动设备智能故障诊断方法及系统，涉及智能核电厂技术领域，本发明通过深度学习实现数字空间与现实空间数据的互相补充，解决核电厂转动设备故障数据不充分问题；基于数据融合的思想实现诊断模型的多源数据整合，能够提高诊断结果的准确性；本发明还提出了一种数字孪生模型的更新方法，保证核电厂转动设备在运行过程中产生新工况或训练好的孪生模型无法满足要求时，可实现数字孪生模型的更新，从而保证数字孪生模型与物理空间模型的一致性。
基于数字孪生核电厂转动设备智能故障诊断方法系统

[发明专利]仿核反应堆热工流体的实验装置-CN202310800131.7在审
发明人：庄乃亮;汤晓斌;张艳婷;赵行斌;吴延鑫;赵浠君;尹政达 -专利权人：南京航空航天大学
申请日： 2023-06-30 - 公布日： 2023-09-19 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本申请公开了一种仿核反应堆热工流体的实验装置，包括：供水系统，控制固定流速的水流进气液混合腔；供气系统，控制固定流速的空气流进气液混合腔；实验系统，包括实验管道和电流控制系统，气液混合腔内的空气和水流经实验管道，电流控制系统对实验管道的不同部位按照第一热量分布方案加热，以模拟核反应堆单个通道的核热耦合反应。本申请中公开的实验装置，通过对试验段管道不同方式的加热，可以有效模拟核反应堆中的热工流体现象。且由于实验装置中提取的数据更为准确，对核反应堆的热量分布研究也更为精确。该实验装置操作简单，可根据实际情况实时调整，以模拟实际核反应过程中的多种现象。
核反应堆流体实验装置

[发明专利]一种基于LSTM的压水堆核电厂失水事故诊断方法及系统-CN202310722318.X在审
发明人：王鹏飞;祝泽;万甲双;吴世发 -专利权人：西安交通大学
申请日： 2023-06-16 - 公布日： 2023-09-15 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种基于LSTM的压水堆核电厂失水事故诊断方法及系统，构建用于核电厂失水事故诊断的LSTM模型，利用预处理及标准化后的训练集数据对其进行训练，再基于测试集数据对模型的诊断准确率和泛化能力进行验证；将压水堆核电厂运行数据输入该模型中，在线检测系统是否发生失水事故，并诊断出破口发生的位置及严重程度。本发明能够实现压水堆核电厂一回路冷却剂管道不同位置、不同严重程度失水事故的在线准确诊断，为事故缓解提供有价值的信息。
一种基于 lstm 压水堆核电厂失水事故诊断方法系统

[发明专利]一种核电厂反应堆功率控制系统输入信号修正方法-CN202310531487.5在审
发明人：张英;陈智;王华金;崔怀明;李文平;青先国;张瑞;李羿良;尤恺;肖凯;赵梦薇;陈柯;段峰;郑艳秋 -专利权人：中国核动力研究设计院
申请日： 2023-05-11 - 公布日： 2023-09-15 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂反应堆功率控制系统输入信号修正方法。本发明包括如下步骤：S1、反应堆功率控制系统采集来自核仪表系统的NS以及来自堆芯测量系统的Ncore；S2、所述实时堆芯中子注量率信号Ncore和核功率测量信号NS在加法器中进行比较，得到功率偏差初始信号NE1；S3、所述功率偏差初始信号NE1进入功率偏差逻辑处理器进行逻辑处理，输出NE2；S4、根据运行情况和规程在核功率修正选择器中选择修正方式，输出NE；S5、核功率测量值信号NS和核功率修正信号NE在加法器中运算，得到控制用核功率信号NC。本发明能够更准确地反映堆芯功率的真实情况；修正后的核功率信号用于反应堆功率控制系统，提高了电厂运行的安全性和经济性。
一种核电厂反应堆功率控制系统输入信号修正方法

[发明专利]CPR1000核电厂大修装料后的排水方法和系统-CN202310538033.0在审
发明人：张国龙;张辉武;计德玉;肖兵;崔德才;张晓敏;段誉;王文博;陈屹松;高睿智;黎琳;刘杨;朱少军;周跃鹏;熊杨;余文志;郑康利;高博;全国伟;杨锟;胡金来;陈方正;李鹏飞;申晓喆 -专利权人：阳江核电有限公司
申请日： 2023-05-12 - 公布日： 2023-09-15 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明涉及CPR1000核电厂大修装料后的排水方法和系统，包括：执行排水准备；在接收到排水指令后，启动第一排水路径对堆池进行排水；实时监测堆池的水位变化情况和第一排水路径的排水情况并获取堆池的监测信息；根据堆池的监测信息判断是否满足双泵同排条件；若满足双泵同排条件，则启动第二排水路径对堆池进行排水；实时监测堆池的水位变化情况并获取堆池的实时水位信息；根据堆池的实时水位信息判断是否满足双泵转单泵排水条件；若满足双泵转单泵排水条件，则关闭第一排水路径，保持第二排水路径对堆池进行排水。本发明通过在排水量非常大的阶段采用双排水路径进行排水，可以大大减少排水时长，显著提高排水效率，有效缩短大修工期。
cpr1000 核电厂大修装料排水方法系统

[发明专利]核电站硼表数据容错的方法和核电站硼表-CN202310696094.X在审
发明人：陈天强;朱洪均;蔡少展 -专利权人：阳江核电有限公司
申请日： 2023-06-12 - 公布日： 2023-09-12 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明涉及一种核电站硼表数据容错的方法和核电站硼表，通过在硼表实时测量硼浓度数据的过程中，判断当前时刻的硼表数据是否符合预设剔除条件；若判断结果为是，则剔除当前时刻的硼表数据，并将上一时刻的硼表数据作为当前时刻的硼表数据；若判断结果为否，则保留当前时刻的硼表数据，即通过甄别数据有效性、合理性，剔除异常值，解决了硼表数据偶发错误引起异常波动的问题，提高了硼表抗干扰能力和可靠性，为核电站的反应性控制提供更为可靠的硼浓度参考。
核电站数据容错方法

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