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公开(公告)号：CN103956193A
公开(公告)日：2014-07-30
申请号：CN201410126253.3
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18 , G21C15/14 , G21C15/253
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种非能动安全壳热量导出系统。包括设置在安全壳内部的换热器，换热器的换热管通过壁面冷凝和对流传热，将安全壳内高温湿空气的热量带出，借助自然循环驱动力（下降管段与上升管段之间的密度差），将被加热的管内冷却水排向安全壳外。产生的高温冷却水，一部分以蒸汽形式散往大气，另一部分以液态水的形式被重新收集，汇入水箱。在所述的水箱顶部，设置有具备汽水分离功能和蒸发、集水、过滤功能的液态水收集和冷却系统。本发明能够在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况（包括设计基准事故和严重事故）时，将安全壳压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN102881340A
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201210374796.8
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的应急停堆系统及方法。该系统包括控制棒应急停堆子系统和应急硼注入子系统。控制棒应急停堆子系统的停堆断路器与反应堆保护系统相连接，接收反应堆保护系统发出的紧急停堆信号并实现控制棒下落；应急硼注入子系统包括浓硼储罐和注入管线上的注入泵，浓硼储罐通过注入管线连接反应堆压力容器及堆芯，注入泵控制系统与反应堆保护系统相连接，接收反应堆保护系统发出的未能实现紧急停堆信号或堆芯中子通量高信号并将浓硼注入反应堆压力容器及堆芯。本发明增强了事故情况下反应堆应急停堆系统的可靠性，提高了反应堆的安全性。
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公开(公告)号：CN119665154A
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202411709470.5
申请日：2024-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种基于超声波的泄漏值预测方法及装置，包括通过数据采集装置在不同泄漏状态下获取训练参数，根据所述训练参数，计算互信息系数；根据所述训练参数和所述互信息系数通过训练得到集成预测模型；通过管道监测设备获取检测参数，将所述检测参数输入所述集成预测模型中得到预测结果；根据所述预测结果进行分析，本发明提供的一种基于超声波的泄漏值预测方法，不依赖工程师经验和复杂过程知识，可自动筛选合适的输入变量对模型进行训练并对泄漏值进行预测。
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公开(公告)号：CN114295300B
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202111411075.5
申请日：2021-11-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核设施重要可居留区可居留性测试与评价技术领域，具体涉及核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统及方法。其中的核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统，用于通过主控室可居留区通风系统对核电站的主控室可居留区的自由容积和内漏量进行测量，包括向主控室可居留区注入示踪气体的示踪气体注入装置，还包括对主控室可居留区内的示踪气体进行收集和分析的示踪气体自动取样装置。本发明能够对核电站主控室可居留区的自由容积进行测试并试验结果进行评价，还能够对核电站主控室可居留区的内漏量进行测试并对试验结果进行评价，为事故工况下主控室可居留区的气密性设计提供参考依据。
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公开(公告)号：CN111126755B
公开(公告)日：2025-02-07
申请号：CN201911106675.3
申请日：2019-11-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0637 , G06Q50/06
Abstract: 本发明涉及一种基于征兆的事故核电厂关键安全功能恢复策略的设计方法，包括(1)确定关键安全功能对应的事故工况类；(2)确定缓解和控制关键安全功能的子功能集；(3)确定子功能集中的系统和设备，进行子功能集中系统和设备的特性分析；(4)进行关键路径分析，确定关键安全功能缓解关键路径优先序列；(5)根据关键安全功能缓解关键路径优先序列，得到对应的关键安全功能缓解策略，并验证策略的可行性。根据本发明设计的关键安全功能缓解策略为操纵员提供了在事故处理时的最佳操作序列，避免了操纵员在事故处理过程中由于执行可靠性较低的缓解序列而导致的事故处理延误，更好地体现了策略设计的先进性和安全性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN115400478A
公开(公告)日：2022-11-29
申请号：CN202210852590.5
申请日：2022-07-20
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 河南核净洁净技术有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于获取核电厂冷却剂杂质的过滤装置，上法兰与下法兰可拆卸式连接形成空腔，上下法兰对夹安装，拆装方便，承压能力强；滤膜位于所述空腔中，过滤后的冷却剂经出口型塔嘴流出，滤膜在这个过程中过滤收集冷却剂中的杂质，有效地收集了杂质；排气泄压阀与所述上法兰可拆卸式连接，在装置内腔体达到一定压力时可自动泄压保护装置安全，同时也可手动进行排气和泄压调节；所述入口型塔嘴与上法兰连接，所述出口型塔嘴与下法兰连接。在开始引入冷却剂时为了使冷却剂可以充满法兰夹层内的空腔，手动打开排气泄压阀排出空气，待空气排完后再手动关闭排气泄压阀，提高过滤装置的可操作性及安全性。
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公开(公告)号：CN114627075A
公开(公告)日：2022-06-14
申请号：CN202210248899.3
申请日：2022-03-14
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供一种核电厂安全壳外表面缺陷自动识别方法和装置，所述方法包括：获取安全壳外表面的待检测图像；对所述待检测图像进行处理，以获得所述安全壳外表面的阴影去除图像；对所述阴影去除图像中的缺陷特征进行增强，并获得缺陷特征增强的局部图像；识别所述局部图像中的缺陷像素点，并根据每个缺陷像素点的位置绘制获得缺陷像素点坐标图；根据所述缺陷像素点坐标图，获得所述安全壳外表面的缺陷的识别结果。本发明用以解决传统人工检测核电厂安全壳外表面缺陷，工业危险高，易漏检、误检等问题，能够及时发现安全壳外表面缺陷，进而提高安全壳的安全性能。
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公开(公告)号：CN114060979A
公开(公告)日：2022-02-18
申请号：CN202111248275.3
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种非能动通风冷却系统，用于对主控室供气，包括管道组件、换热组件、压缩空气供气口，管道组件包括供气管道，供气管道用于向主控室提供压缩气体，换热组件包括蓄冷箱、热管、冷却器，冷却器设于所述供气管道上，蓄冷箱用于提供冷源，蓄冷箱与冷却器连接传热，蓄冷箱内部冷源产生的冷量通过所述热管传递至冷却器内，从所述压缩空气供气口进入供气管道的压缩空气在所述冷却器内与所述热管的蒸发段发生热交换，从而将降温后的压缩空气输送至主控室。所述非能动通风冷却系统无需能源供应，能自动在核污染事故下或核电厂停电状况下维持对主控室供气。
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公开(公告)号：CN109634215B
公开(公告)日：2021-03-19
申请号：CN201811252790.7
申请日：2018-10-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G05B19/4093
Abstract: 本发明涉及一种基于平面图形编码技术的核电厂操作规程设计方法，包括：(1)进行规程的运行功能分析，形成对应的功能分析清单；(2)进行CODE规程系统数据组态，形成“CODE规程生成程序”和“CODE规程平面图形编码识别程序”；(3)提取CODE规程各类功能，设计CODE规程转换程序输入文件，生成包含完整平面图形编码的CODE规程；(4)验证CODE规程上所有平面图形编码及其它相关信息的正确性。本发明根据CODE规程系统的特点，在保留便携介质规程的基础上，对规程本身的功能及人机接口进行设计，使用简便且通用性好。
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公开(公告)号：CN103956195B
公开(公告)日：2017-02-15
申请号：CN201410126426.1
申请日：2014-03-31
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统，其结构包括设置在安全壳内部的换热器和外部的水箱，水箱高于所述换热器，水箱底部通过下降管段与换热器入口相连接，在水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统，上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接，冷凝器的出口与水箱注水口连接，冷凝器上方设有喷淋装置，喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩，引流罩的顶部设有风机，引流罩的底部设有引风口。本发明能够在非能动系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段，将水箱温度维持在较低水平，使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率，实现安全壳的长期有效降温降压。
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