[发明专利]一种核电厂运行部门信息化作业系统在审

专利信息
申请号: 202211324777.4 申请日: 2022-10-27
公开(公告)号: CN115641976A 公开(公告)日: 2023-01-24
发明(设计)人: 郑文波;杨金胜;马立;杨勇;周志文;王吉鹏;薛宝峰;陶益飞;郝龙;杨强 申请(专利权)人: 江苏核电有限公司
主分类号: G21D3/00 分类号: G21D3/00;G06F40/18;G06Q10/06;G06Q10/10;G06Q50/06
代理公司: 核工业专利中心 11007 代理人: 陈丽丽
地址: 222000 江苏省连云*** 国省代码: 江苏;32
权利要求书: 查看更多 说明书: 查看更多
摘要: 发明属于核电厂技术领域,具体公开一种核电厂运行部门信息化作业系统,该系统包括:电子操作单生成子系统、电子操作单执行子系统和电子操作单收集处理子系统;电子操作单生成子系统与电子操作单执行子系统连接,识别并提取运行规程中的原始指令数据,将原始指令数据条目化存储至电子表格中,转化为电子操作单,并将电子操作单发送至电子操作单执行子系统;电子操作单执行子系统与电子操作单生成子系统和电子操作单收集处理子系统连接,接收并编辑电子操作单,将编辑后的电子操作单发送至电子操作单收集处理子系统;电子操作单收集处理子系统与电子操作单执行子系统连接,条目化数据存储和利用电子操作单。本发明有效提高工作效率及工作安全性。
搜索关键词: 一种 核电厂 运行 部门 信息化 作业 系统
【主权项】:
暂无信息
下载完整专利技术内容需要扣除积分,VIP会员可以免费下载。

该专利技术资料仅供研究查看技术是否侵权等信息,商用须获得专利权人授权。该专利全部权利属于江苏核电有限公司,未经江苏核电有限公司许可,擅自商用是侵权行为。如果您想购买此专利、获得商业授权和技术合作,请联系【客服

本文链接:http://www.vipzhuanli.com/patent/202211324777.4/,转载请声明来源钻瓜专利网。

同类专利
  • 一种核电厂严重事故下安全壳直接加热评估方法及系统-202310723093.X
  • 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 - 上海核工程研究设计院股份有限公司
  • 2023-06-16 - 2023-10-27 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种核电站用操作显示装置-202111159901.1
  • 关龙 - 陕西赛普瑞电气有限公司
  • 2021-09-30 - 2023-10-13 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种压水堆核电厂DCS验证调试平台及其构建方法-202311013970.0
  • 魏新宇;禹文豪;孙培伟 - 西安交通大学
  • 2023-08-11 - 2023-10-10 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种类辐照环境下溶液池热工水力特性的实验方法-202311126749.6
  • 曹夏昕;张峻铭;郎旭彤;王延禄;闫震;丁铭;郭泽华 - 哈尔滨工程大学
  • 2023-09-04 - 2023-10-10 - G21D3/00
  • 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。
  • 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-202010826797.6
  • 胡加永;杜乔瑞;张亚栋;周良;张冬伟;张磊;梁中起 - 北京广利核系统工程有限公司
  • 2020-08-17 - 2023-09-29 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种安全壳热工水力综合试验装置-202011026079.7
  • 李伟;邢继;孙中宁;丁铭;王辉;张楠;孟兆明;于勇 - 中国核电工程有限公司
  • 2020-09-25 - 2023-09-29 - G21D3/00
  • 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。
  • 面向智能运维的核电厂仪控系统、方法及其核电厂-202310548842.X
  • 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 - 中国核电工程有限公司
  • 2023-05-16 - 2023-09-19 - G21D3/00
  • 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。
  • 仿核反应堆热工流体的实验装置-202310800131.7
  • 庄乃亮;汤晓斌;张艳婷;赵行斌;吴延鑫;赵浠君;尹政达 - 南京航空航天大学
  • 2023-06-30 - 2023-09-19 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种基于LSTM的压水堆核电厂失水事故诊断方法及系统-202310722318.X
  • 王鹏飞;祝泽;万甲双;吴世发 - 西安交通大学
  • 2023-06-16 - 2023-09-15 - G21D3/00
  • 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。
  • 一种核电厂反应堆功率控制系统输入信号修正方法-202310531487.5
  • 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 - 中国核动力研究设计院
  • 2023-05-11 - 2023-09-15 - G21D3/00
  • 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。
  • 核电站硼表数据容错的方法和核电站硼表-202310696094.X
  • 陈天强;朱洪均;蔡少展 - 阳江核电有限公司
  • 2023-06-12 - 2023-09-12 - G21D3/00
  • 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。
  • 适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法-202211617123.0
  • 彭传新;昝元锋;黄彦平;袁德文;刘亮;周磊;岳倪娜 - 中国核动力研究设计院
  • 2022-12-15 - 2023-09-12 - G21D3/00
  • 本发明公开了一种适用于自然循环系统沸腾临界行为研究的实验方法,所述方法包括稳态自然循环流量参数调节步骤,该步骤进一步包括以下步骤:通过调节自然循环系统中自然循环阻力精准调节阀的开度实现自然循环流量调节;通过调节自然循环系统中换热器的二次侧冷却水流量实现实验本体的入口流体的温度调节;通过调节自然循环系统中稳压器内气体的排放实现实验本体的入口流体的压力调节。本发明实现了特定自然循环条件下特定流量、温度和压力条件下的临界热流密度特性研究,为获得其自然循环临界热流密度值、自然循环流动不稳定出现过程中的沸腾临界行为特性和临界热流密度值提供了条件,为提高反应堆事故条件下的安全性能奠定了坚实的基础。
  • 一种用于核电站DCS的堆芯热功率计算方法和装置-202011038968.5
  • 李广;余泽元;刘建军;何开兵;万磊 - 台山核电合营有限公司
  • 2020-09-28 - 2023-09-12 - G21D3/00
  • 一种用于核电站DCS的热功率计算方法和装置,包括:获取预设时间段堆芯监测数据,该监测数据包括堆芯的压力数据和堆芯的温度数据。依据所述堆芯监测数据获取中间运算结果数据,其中,中间运算结果数据包括焓运算结果数据,是通过对堆芯监测数据进行焓运算获取。依据获取的焓运算结果数据重新设定该焓运算的焓系数。依据中间运算结果数据获取堆芯热功率。由于依据中间运算结果数据中焓运算结果数据设定焓运算的焓系数,实现了焓运算中焓系数的定向、定量设置,使得核电站DCS的热功率计算更快、更准确。
  • 核电机组功能组级的顺序控制方法、装置及电子设备-202310799941.5
  • 薛颖;钱非 - 中国电力工程顾问集团华东电力设计院有限公司;上海能建工程科技有限公司
  • 2023-06-30 - 2023-09-08 - G21D3/00
  • 本发明公开了一种核电机组功能组级的顺序控制方法、装置及电子设备,属于核电机组控制技术领域,其中,核电机组功能组级的顺序控制方法包括:接收外部控制指令,外部控制指令是在允许条件满足时生成的指令;基于外部控制指令,并根据步序控制处理逻辑运算生成逻辑控制指令;根据逻辑控制指令顺序控制核电机组的子功能组级模块;接收到最后一个子功能组级模块动作反馈信号后,发出完成状态信号。方法通过利用先进的顺序控制技术,将系统内的设备按照规定的、优化的程序启停,可规范设备启停操作的标准程序,大大提高机组自动化水平,减少操作人员操作次数,从而减少出现误操作的可能性,提高机组运行的安全可靠性。
  • 用于核电站的人机交互系统-202310551960.6
  • 张雷;王欢;白江斌;淮小利;章振宇;高超 - 中国核电工程有限公司
  • 2023-05-16 - 2023-09-08 - G21D3/00
  • 本公开属于核电技术领域,具体涉及一种用于核电站的人机交互系统。本公开提出的一种用于核电站的人机交互系统。该系统可建立核电多机组共用的人机交互系统,使用视频线路输出安全II区的显示信息和操控信息的单向输出,既能有效外部数据进入核电站安全II区,又能实现安全II区、安全III区智能化业务的实时共享,由此实现核电站安全II区、安全III区智能化业务人机交互信息的高效、安全传输和应用,同时保证人员应用的便捷性。
  • 一种用于核电厂自启停系统的中断点设置方法-202310735942.3
  • 杜宇;张刚和;司天琪;易珂;赵思桥;李骜;李力;杨庆明 - 中国核电工程有限公司
  • 2023-06-20 - 2023-09-05 - G21D3/00
  • 本申请公开了一种用于核电厂自启停系统的中断点设置方法,包括:S1获取步骤,获取核电厂自启停系统的机组启停操作和核电厂初始参数;S2判断步骤,根据核电厂初始参数,判断机组启停操作是否满足中断点设置原则;S3中断点设置步骤,如果机组启停操作满足中断点设置原则,则在机组启停操作前后设置中断点,以得到中断点初步清单;S4断点序列设置步骤,基于中断点初步清单,将相邻中断点之间的机组启停操作设置为一个断点序列,以得到核电厂自启停系统的断点序列清单。本申请实施例的用于核电厂自启停系统的中断点设置方法,充分考虑到核电厂的启停运行特点以及自启停技术的特点,采用断点序列控制方式,具体说明了如何完成自启停系统的中断点设置。
  • 一种核电站智能监管信息系统及方法-202310551961.0
  • 荆春宁;张雷;吴宇翔;徐思敏;陈日罡;吕冬宝;王欢;杜德君;李玉荣;王彦君;张冬;孙涛 - 中国核电工程有限公司
  • 2023-05-16 - 2023-09-05 - G21D3/00
  • 本发明属于核电厂仪控技术,具体涉及一种智能化的信息监管系统及方法。系统包括现场仪表、边缘采集和处理机柜、生产控制系统采集处理柜、中心服务器机柜、人机交互平台、远程智能VDU、网络安全设备、镜像中心服务器、厂级人机交互设备;现场仪表的输出数据均通过生产控制系统采集处理柜进行数据采集;边缘采集和处理机柜分散采集现场仪表中的智能化业务数据;针对生产及智能化相关数据的采集与汇聚,搭建基础平台进行采集、算力、人机交互资源的统筹,进行核电智能化业务融合与实施,对多源异构数据采集进行统筹规划,对核电运行控制、运行辅助优化、运维支持和管理方面的信息进行智能化监管,降低运行降本。
  • 一种堆跟机模式的控制方法及系统-202310646654.0
  • 郭晓杰;周天成;柯志武;柴文婷;周宏宽;李献领;郑伟;宋苹;赵振兴;邹振海;徐广展 - 中国船舶集团有限公司第七一九研究所
  • 2023-06-01 - 2023-09-05 - G21D3/00
  • 本发明提供一种堆跟机模式的控制方法及系统,属于核电站控制技术领域,所述方法包括:根据第一开度信号和第二开度信号之差,确定进气调节阀开度信号,以实现对汽轮机的进气调节阀的开度控制;根据第三开度信号和第四开度信号之和,确定给水调节阀开度信号,以实现对蒸汽发生器的给水调节阀的开度控制;根据第一动作信号和第二动作信号之和,确定控制棒动作信号,以实现对反应堆的控制棒的控制。本发明相对于传统的堆跟机控制模式,增加了汽轮机的非线性死区控制环节、给水前馈控制环节、反应堆的比例微分控制环节,最终达到兼顾负荷功率跟踪性能、蒸汽发生器液位波动、给水控制与堆功率控制响应速度三个方面的协调控制目标。
  • 适用于在役核电机组和核电汽轮机的可靠性监控平台-202310587756.X
  • 史进渊;范雪飞;谢岳生;江路毅;徐佳敏;王思远;张琳;徐望人;王宇轩;王得谖 - 上海发电设备成套设计研究院有限责任公司
  • 2023-05-23 - 2023-09-05 - G21D3/00
  • 本公开提供了一种适用于在役核电机组和核电汽轮机的可靠性监控平台。平台包括:处理服务器、数据库和无线通信组件,无线通信组件与在役核电装备连接,可靠性监控平台与在役核电装备之间通过无线通信组件进行数据传输;数据库,用于存储在役核电装备的可靠性预测值;处理服务器,用于获取可靠性监控指令,基于可靠性监控指令,从多个在役核电装备中确定待监控的目标在役核电装备,从数据库中获取目标在役核电装备的可靠性预测值,并基于目标在役核电装备的可靠性预测值,对目标在役核电装备进行监控,得到监控结果。依据监控结果,采用计划检修天数与非计划检修天数的优化改进,适用于在役核电机组和核电汽轮机的可靠性监控和可靠性增长。
  • 核电厂集成控制平台-202310670821.5
  • 吴放;张秉卓;蔡向阳;徐国彬;李建伟;王翔宇;史旭明;陈辉;李侦 - 山东核电有限公司;国核自仪系统工程有限公司
  • 2023-06-06 - 2023-09-05 - G21D3/00
  • 本申请提出一种核电厂集成控制平台,核电厂集成控制平台包括生产侧待控制装置、集成控制装置,其中:集成控制装置包括数据采集模块和数据处理模块;生产侧待控制装置包括多个待控制系统;待控制系统,与数据采集模块进行通信,用于向数据采集模块发送系统数据;数据采集模块,用于接收系统数据,并对系统数据进行质量校验,以得到通过质量校验的第一目标数据;数据处理模块,与数据采集模块连接,用于对第一目标数据进行运算处理,以确定与待控制系统对应的运行指令,并将运行指令发送至数据采集模块,以通过数据采集模块,将运行指令发送至待控制系统,使待控制系统根据运行指令进行运行。由此,可以智能调节核电厂中的各待控制系统的运行。
  • 基于人工智能的辐射监测信息管理系统和管理方法-202310524234.5
  • 张静;余少杰;高岩;刘辰;郝锐 - 中国舰船研究设计中心
  • 2023-05-08 - 2023-08-22 - G21D3/00
  • 本发明提供了基于人工智能的辐射监测信息管理系统和管理方法,将人工智能技术运用到辐射监测信息管理过程中,针对辐射监测系统设计、试验、运行数据,建立放射性异常事件、核事故以及对应的核事故预警专家数据库;在核事故发生前,根据实时测量结果提前发出核事故预警,并给出可能的原因和行动指导,避免事故恶化和扩散;当辐射监测系统设备发生故障时,快速找出故障位置、发生原因并给出解决措施,节省排故时间成本;提高了辐射监测系统智能化水平,通过对放射性事件的智能综合诊断,实现了在核事故发生前发出核事故预警的功能和综合智能诊断,使辐射监测系统具备系统及设备故障快速定位能力、解决能力和核事故早期预警能力、反应能力。
  • 一种基于FPGA的核电厂数字化保护系统-202310566294.3
  • 许铭;李铁柱;徐坤;李立;梁柱;张旭昭;刘瑞;杨泽伟 - 中核控制系统工程有限公司
  • 2023-05-18 - 2023-08-15 - G21D3/00
  • 本发明公开一种基于FPGA的核电厂数字化保护系统,属于核电站安全保护领域。采用双FPGA架构,一个FPGA架构用于执行安全功能,另一个FPGA架构用于执行安全功能以外的功能,将与安全功能关联不大的辅助功能从安全功能中分离出来,当辅助功能故障时不会阻止安全功能的执行,从而提高了系统独立性和安全性。且将专设安全设施驱动系统中的功能组分为两类,一类产生具有多样性分组要求的专设安全设施驱动信号,一类产生没有多样性分组要求的专设安全设施驱动信号,并行、高速、独立地执行所要求的功能,提高了系统的处理效率。
  • 用于减小高温气冷堆核功率调节死区的方法、装置、计算机设备-202310809815.3
  • 王琛翔;刘燕;房俊生;李卓;姜一鸣;程鹏;雷川;高红 - 华能山东石岛湾核电有限公司
  • 2023-07-04 - 2023-08-15 - G21D3/00
  • 本发明提出一种用于减小高温气冷堆核功率调节死区的方法、装置、计算机设备,属于核电厂控制技术领域。方法包括:判断核功率控制器输出值的绝对值是否小于控制棒驱动机构最小驱动频率;响应于核功率控制器输出值的绝对值小于控制棒驱动机构最小驱动频率时,判断功率偏差的绝对值是否大于等于设定的回差上限;响应于功率偏差的绝对值大于等于设定的回差上限时,控制棒驱动机构以设定的驱动频率驱动控制棒移动,直至功率偏差满足设定要求。本发明的方法可使功率偏差满足设定要求,并对设定的功率偏差设置有回差,可以避免控制棒驱动机构在功率设定值附近反复动作。
  • 一维铅基系统瞬态安全分析方法-202111314188.3
  • 王成龙;王琛;张衍;秋穗正;苏光辉;田文喜 - 西安交通大学
  • 2021-11-08 - 2023-08-15 - G21D3/00
  • 一种一维铅基系统瞬态安全分析方法,其主要步骤如下:1、根据输入文件,确定铅基系统的组织结构和组成台架各个组件的组件参数,设定计算时间和时间步长。2、系统初始化计算,得到零时刻的初始值。3、采用吉尔算法,计算当前t时刻的流场、温度场和压力长。4、根据步骤3的计算结果,采用吉尔算法进行下一时刻的计算,直到设定的总计算时间,计算停止。5、若计算达到规定时间,则终止计算。6、根据步骤1~5得到的计算结果,采用准稳态方法计算台架内氧浓度、铁浓度和氧化层浓度的分布。本发明可以分析铅铋快堆或铅基系统的稳态热工水力特性和事故工况下的瞬态相应特性,为推进铅铋快堆的设计和安全特性分析提供建议和指导。
  • 一种高温反应堆快速减负荷方法和系统-202310204503.X
  • 谢红军;王珊珊;丁楠;胡荣远;邢照凯;杨金凤;邵佳晔;孟琳;吴志钢 - 国核电力规划设计研究院有限公司
  • 2023-03-03 - 2023-08-04 - G21D3/00
  • 本发明公开了一种高温反应堆快速减负荷方法和系统。包括:当触发快速减负荷工况时,汽轮机电液控制系统切入压控模式,通过压力控制器调节机前压力稳定;通过蒸汽发生器的主给水流量测量值,确定反应堆功率对应的目标阀位;其中,当所述压力控制器控制偏差超过设定值时,所述汽轮机电液控制系统加载快速减负荷回路,将汽轮机高压调门的开度以‑100%/min的速率关小至所述目标阀位。能够维持蒸汽发生器出口压力稳定,防止蒸汽发生器管板受到过多冲击,保证机组整体寿命,保证严重RB工况下的快速响应,并可防止过度调节,减少压力稳定振荡时间,提高了事故工况下,多模块核电机组运行的安全性和可靠性,具有较高的经济和社会效益。
专利分类
×

专利文献下载

说明:

1、专利原文基于中国国家知识产权局专利说明书;

2、支持发明专利 、实用新型专利、外观设计专利(升级中);

3、专利数据每周两次同步更新,支持Adobe PDF格式;

4、内容包括专利技术的结构示意图流程工艺图技术构造图

5、已全新升级为极速版,下载速度显著提升!欢迎使用!

请您登陆后,进行下载,点击【登陆】 【注册】

关于我们 寻求报道 投稿须知 广告合作 版权声明 网站地图 友情链接 企业标识 联系我们

钻瓜专利网在线咨询

400-8765-105周一至周五 9:00-18:00

咨询在线客服咨询在线客服
tel code back_top