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[发明专利]核电厂反应堆重要敏感参数管理方法、装置、设备及介质-CN202010335481.7在审
发明人：徐进;郭远熊;易林;彭松;冯晓明 -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;中国广核集团有限公司;中国广核电力股份有限公司
申请日： 2020-04-24 - 公布日： 2020-08-25 - 主分类号： G06F16/215 文献下载
摘要：本申请属于核电厂信息化建设技术领域，尤其涉及一种核电厂反应堆重要敏感参数管理方法、装置、终端设备以及存储介质，核电厂反应堆重要敏感参数管理方法包括：通过获取并校验核电厂反应堆重要敏感参数，若校验通过，则根据所述核电厂反应堆重要敏感参数确定反应堆的运行状态，若所述反应堆的运行状态为调整状态，则通过处理所述核电厂反应堆重要敏感参数获得目标系统参数，并根据所述目标系统参数调整反应堆的系统参数，避免在数据管理出现修改错漏的问题，提高了管理核电厂反应堆重要敏感参数的可靠性
核电厂反应堆重要敏感参数管理方法装置设备介质

[发明专利]一种核电站反应堆保护系统可靠性分析方法-CN201510278256.3有效
发明人：张旭方;仝允;张义民 -专利权人：东北大学
申请日： 2015-05-27 - 公布日： 2017-10-24 - 主分类号： G06F19/00 文献下载
摘要：本发明提供一种核电站反应堆保护系统可靠性分析方法，包括根据核电站反应堆保护系统的结构及功能联系确定其故障树模型；求解引发顶事件的最小割集；获取核电站反应堆保护系统的历史故障数据；计算核电站反应堆保护系统的寿命统计量；建立核电站反应堆保护系统寿命分布概率密度函数的信息熵模型，求解核电站反应堆保护系统最优的寿命分布概率密度函数、核电站反应堆保护系统的失效概率、核电站反应堆保护系统可靠度、核电站反应堆保护系统动态失效率本发明依据少量可靠性试验数据对系统整体的寿命分布与动态失效率做出预测，与基于大样本的蒙特卡洛模拟结果相符，为小失效概率情况下核电站反应堆保护系统寿命预测和动态失效率评估提供技术方法。
一种核电站反应堆保护系统可靠性分析方法

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610657281.7在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，提高CAP系列核电站反应堆主管道热段制造质量。通过对反应堆主管道热段的设计改进，减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，达到减小反应堆安全壳径向尺寸，方便主系统管道布置，节省整个核电站建造成本目标。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种核电厂反应堆透明监测系统及方法-CN201710597132.0有效
发明人：束国刚;上官斌;高峰;陈卫华;谭珂;李志超;谢红云;卢超;王婷;刘高俊;平嘉临;颜振宇 -专利权人：中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2017-07-20 - 公布日： 2019-09-27 - 主分类号： G21D3/00 文献下载
摘要：本发明公开了一种核电站反应堆监测系统，包括：数据监测及储存模块，用于实时监测核电机组实时运行数据以及储存核电生产大数据中心的数据；反应堆模型建立模块，与所述数据监测及储存模块连接，用于建立反应堆数值机理模型；反应堆同化模块，分别与所述数据监测及储存模块和所述反应堆模型建立模块连接，用于校正反应堆模型建立模块建模数据,输出反应堆同化模型。本发明提供的核电站反应堆监测系统实时修正反应堆数据模型参数，使其与真实模型高精度匹配，实现对反应堆3D堆芯功率分布实时显示、运行状态的监测及未来状态的精确预测，有助于提高机组运行的安全性。此外，本发明还提供了一种核电站反应堆监测方法。
一种核电厂反应堆透明监测系统方法

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610657377.3在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，提高CAP系列核电站反应堆主管道热段制造质量。通过对反应堆主管道热段的设计改进，减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，达到减小反应堆安全壳径向尺寸，方便蒸汽发生器制造和主系统管道布置，节省整个核电站建造成本目标。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610656411.5在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，提高CAP系列核电站反应堆主管道热段制造质量。通过对反应堆主管道热段的设计改进，减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，达到减小反应堆安全壳径向尺寸，方便蒸汽发生器制造和主系统管道布置，节省整个核电站建造成本目标。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610656412.X在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本，并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610657232.3在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，降低大型CAP系列核电站反应堆主管道热段制造难度和成本。并达到减小反应堆压力容器和蒸汽发生器之间的布置距离，方便主系统管道布置，控制反应堆安全壳径向尺寸，节省整个核电站建造成本。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610656435.0在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，对反应堆冷却剂回路设计改进，打破大型CAP系列核电站大型主泵技术发展瓶颈难题，在不使用比CAP1000核电站更大功率的主泵，甚至使用比CAP1000核电站还小功率主泵的情况下，实现两个主冷却剂环路，同时比CAP1000核电站功率更大的CAP系列非能动核电站。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置-CN201610657385.8在审
发明人：施永兵 -专利权人：上海核工程研究设计院
申请日： 2016-08-11 - 公布日： 2016-11-09 - 主分类号： G21C15/12 文献下载
摘要：本发明提供一种非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，其包括：反应堆压力容器；所述反应堆压力容器具有接管段筒体；所述接管段筒体设有反应堆冷却剂出口接管嘴和反应堆冷却剂进口接管嘴；蒸汽发生器；所述蒸汽发生器通过主管道与所述反应堆压力容器连接本发明提供的非能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置，通过对反应堆主冷却剂回路的设计改进，打破大型CAP系列核电站主泵技术瓶颈难题，同时打破大型CAP系列核电站主管道热段制造技术瓶颈难题。
一种能动压水堆核电站反应堆冷却剂环路布置

[发明专利]反应堆坑置式核电站-CN201110074285.X无效
发明人：刘本林;王琼;徐国友;雄伟兴;吕卫民;孙奕;薛烨;费卓辉;高文杰;刘溪清;王正;王恕;邹逸平;赵国平;蒋村;徐光;范骏;丁剑;金卫东;陈辉;刘步云;陈荣保;任汉植;薛苏云;赵立明;赵勇;张耀平;单文钧 -专利权人：常州市福驰电动车辆科技有限公司
申请日： 2011-03-21 - 公布日： 2012-09-26 - 主分类号： G21C15/18 文献下载
摘要：本发明试图通过改进核电站布局设计，将核电站的原子能反应堆从核电站平面布局中划出，独立设置于一个专用的低于地平面坑中。而包括热交换器，汽轮机，发电机组等核电站的其他部分仍然保留现有的平面布局。当核电站在核反应堆发生严重事故，向反应堆堆坑注水，即可有效地冷却反应堆，并迅速扑灭可能已经发生的与反应堆相关的火灾，有效实现核辐射隔离，降低放射性物质在大气中的扩散，从而大幅度提高核电站在应用过程中的事实上的安全性反应堆坑中的反应堆压力壳与安全壳设有可以快速打开的水流进口与出口，以增加水的循环，实现反应堆堆芯的有效冷却。反应堆坑四周设有防渗漏层，以阻止反应堆坑中的水向地下渗透。
反应堆坑置式核电站

[发明专利]核电站反应堆顶盖部件的安装方法-CN201410668241.3有效
发明人：谢静;崔晓巍;刘以亮;马力川;黄磊;刘建群;彭杰;熊涛;潘晓东;程江辉 -专利权人：中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2014-11-20 - 公布日： 2017-09-29 - 主分类号： G21C13/02 文献下载
摘要：本发明公开了一种核电站反应堆顶盖部件专用安装台架，其包括模拟顶盖和设置在模拟顶盖上方的操作平台。此外，本发明还公开了一种核电站反应堆顶盖部件的安装方法，其包括如下步骤(1)将顶盖部件离线组装于核电站反应堆顶盖部件专用安装台架；(2)将核电站反应堆顶盖部件专用安装台架上的顶盖部件整体转移至核电站反应堆的顶盖并完成连接本发明改变了核电站反应堆顶盖部件包括顶盖通风装置、抗震支撑组件和吊具的组装环境，使其安装工作可与控制棒驱动机构的安装同时进行。
核电站反应堆顶盖部件专用安装台架方法

[发明专利]核电站-CN202180051922.3在审
发明人： A·奈特 -专利权人：劳斯莱斯SMR有限公司
申请日： 2021-07-14 - 公布日： 2023-05-16 - 主分类号： G21C13/10 文献下载
摘要：一种核电站具有核反应堆，核反应堆包括反应堆压力容器，反应堆压力容器容纳多个包含裂变材料的燃料棒。该核电站还具有用于将反应堆压力容器浸没在水中的装置，从而在需要冷却核反应堆的紧急情况下水冷反应堆压力容器。该核电站还具有位于反应堆压力容器的外部的一次堆芯捕集器，一次堆芯捕集器由适于在堆芯熔融物逸出反应堆压力容器的情况下保持熔融堆芯熔融物的材料制成。该核电站还具有在一次堆芯捕集器外部的二次堆芯捕集器，二次堆芯捕集器衬有罐，罐在核电站的正常使用中充满水以浸没一次堆芯捕集器并由此水冷一次堆芯捕集器。二次堆芯捕集器也由适于在熔融物逸出第一堆芯捕集器的情况下保持熔融熔融物的材料制成。
核电站

[发明专利]核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备-CN201611108727.7有效
发明人：王振营;张建文;李闰生;刘兆欢 -专利权人：深圳中广核工程设计有限公司;中广核工程有限公司;中国广核集团有限公司
申请日： 2016-12-06 - 公布日： 2018-10-23 - 主分类号： G21C17/035 文献下载
摘要：本发明属于核电设备检测技术领域，公开了一种核电反应堆的压力容器水位的测量方法、系统及核电反应堆设备。核电反应堆的压力容器水位的测量方法，包括以下步骤：计算在冷停堆状态下和在热停堆状态下核电反应堆在不同主泵运行条件下的压损系数；将计算的压损系数进行线性拟合处理以获取动态压损系数；根据余热排出系统运行状态和主泵运行状态对动态压损系数进行修正处理以获取修正的动态压损系数；根据修正的动态压损系数计算压力容器满水状态时的差压；以及根据计算的压力容器满水状态时的差压和差压变送器测量值计算核电反应堆在不同主泵运行条件下的压力容器水位。相对于现有技术，本发明核电反应堆的压力容器水位的测量方法可提高核电反应堆压力容器水位测量的精确度和可靠性。
核电反应堆压力容器水位测量方法系统设备

[发明专利]基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法-CN202010230016.7有效
发明人：穆海洋;管运全;宋雨;谢国宝;管海飞;蒋宜;黄逸;周雷;常成;庞宇琦;王瑞兵 -专利权人：江苏核电有限公司
申请日： 2020-03-27 - 公布日： 2021-12-17 - 主分类号： G21C9/02 文献下载
摘要：本发明属于反应堆安全保护技术领域，具体涉及一种基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法。本发明包括如下步骤：步骤1、划分核电厂安全重要仪表信号：核电厂安全重要仪表信号分为模拟量信号和开关量信号两类；步骤2、核电厂安全重要模拟量信号的状态值采集；步骤3、核电厂安全重要开关量信号的状态值采集；步骤4、基于信号状态值的反应堆紧急停堆逻辑实现。本发明通过实时监测核电厂安全重要测点的仪表信号状态，在同一测点多个仪表信号出现故障时，根据故障信号的数量自动触发反应堆停堆，预防因为仪表信号失效导致核电厂反应堆保护功能的降级，提高核电厂运行安全水平。
基于核电厂安全重要仪表信号状态反应堆紧急方法

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