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公开(公告)号：CN110533294B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN201910692879.3
申请日：2019-07-30
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06N3/0499 , G06N3/063 , G05B19/418
Abstract: 本发明公开了一种基于人工智能技术的核电厂运行故障报警方法，其特征在于，包括：(1)对于运行故障可能影响的核电厂运行参数进行定量分析；(2)根据结果进行筛选，确定最终参数；(3)根据最终参数建立神经元网络模型，并对进行训练；(4)确定计算训练残差降维曲线数据和测试残差降维曲线数据，并确定报警功能触发的阈值；(5)根据所述最终参数和相应的触发阈值实现运行故障报警。本发明的有益效果如下：针对特定的电厂运行参数，借助神经元网络算法的预测值和报警阈值可形成“动态”的电厂运行参数运行带。该运行带能够随着机组的运行工况的变化而进行适应性的变化，有效避免了复杂工况下的漏报警和虚报警问题。
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公开(公告)号：CN106531243B
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN201610954903.2
申请日：2016-11-03
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种新型模块化小型压水堆事故下余热排出系统，包括安全壳和设置在所述安全壳内的压力容器；所述压力容器内设置有蒸汽发生器、堆芯和热交换器；所述热交换器的换热管有部分处于压力容器外；压力容器和安全壳之间空间设置有含硼水；所述热交换器处于压力容器外的换热管部分被所述含硼水浸没；所述热交换器与设置在所述压力容器上的控制阀组控制连接。本发明通过控制阀门控制热交换器的启动，也可通过非能动的方式如温升自动打开或者失电开启(故障安全)保证反应堆处于安全停堆的状态；热交换器中间流体可以隔离主系统中含有放射性物质的冷却剂与安全壳内部含硼水，保证放射性物质释放满足合理可行尽量低(ALARA)的要求。
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公开(公告)号：CN113140335A
公开(公告)日：2021-07-20
申请号：CN202110361904.7
申请日：2021-04-02
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及核反应堆领域，具体涉及一种带有内部换热器防护装置的非能动安全壳热量导出系统。该系统设置在安全壳内外两侧，包括安全壳内侧部分及安全壳外侧部分；所述的安全壳内侧部分位于安全壳内部侧壁上部，主体包括内部换热器及防护装置，其中防护装置与内部换热器平行的位置布置,为拼接直板式换热器防护装置；所述的安全壳外侧部分位于安全壳外部侧壁上方，主体结构包括外部冷却水箱及汽水分离器；上述安全壳内侧部分与安全壳外侧部分之间通过管线及阀门相连接。本发明能够减轻反应堆内发生严重事故时引发的大量高质能工质喷放或飞溅物对内部换热器的冲击，确保事故条件下非能动安全壳冷却系统的完整性。
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公开(公告)号：CN112201370A
公开(公告)日：2021-01-08
申请号：CN202010885654.2
申请日：2020-08-28
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于反应堆非能动系统技术领域，具体涉及一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统，包括设置在核电厂的核岛的安全壳(1)内的非能动换热器(2)和设置在安全壳(1)外的与非能动换热器(2)进行换热的外挂水箱(3)，其特征是：还包括设置在外挂水箱(3)内部的冷却装置(5)，冷却装置(5)能够使用制冷剂对外挂水箱(3)内的冷却水(4)进行迅速冷却。本发明有效增加原有非能动安全壳热量导出系统的冷却时间，延长事故后不干预时间，显著降低安全壳超温超压的可能；冷却装置为多元化设计，可通过空冷、制冷剂或核电厂现有制冷系统的旁路等多种手段在事故后为外挂水箱3内部进行冷却，提高了系统的可靠性。
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公开(公告)号：CN107403651B
公开(公告)日：2020-12-18
申请号：CN201710437893.X
申请日：2017-06-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明属于核电厂安全壳热工水力实验技术领域，具体涉及一种具有活动工作平台的安全壳热工水力实验系统。包括固定壳体(1)，位于所述固定壳体(1)内的活动工作平台(2)，所述固定壳体(1)、活动工作平台(2)共同构成封闭的实验大空间，所述活动工作平台(2)在所述固定壳体(1)内的水平高度能够调整，还包括设置在所述实验大空间内的反应堆模拟结构、贯穿设置在所述活动工作平台(2)上的喷放管路，设置在所述活动工作平台(2)下方、与所述喷放管路相连、向所述实验大空间提供壳内质能释放过程的质能释放模拟设备。该系统能够获得可变的实验大空间，满足不同容积条件的安全壳热工水力实验的需要。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN104681107B
公开(公告)日：2017-06-06
申请号：CN201510075276.0
申请日：2015-02-12
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C13/02 , G21C13/10 , G21C13/028 , G21F9/22
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种防止双层安全壳的内壳失效及放射性释放的系统及方法。该系统包括贯穿安全壳内壳的卸压管路，所述卸压管路位于内壳内部的一端设有进气口，卸压管路的排气口位于内壳与外壳之间的环形空间内，在位于所述内壳内的卸压管路上依次设有文丘里水洗过滤器和金属过滤器，在位于所述环形空间内的卸压管路上设有隔离阀和爆破阀；在所述环形空间上设有与废物处理系统连接的接口；在所述环形空间的底部设有废液收集坑。采用本发明所述的系统能在严重事故下有效保障安全壳的放射性物质包容功能，防止大规模放射性向环境释放。
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公开(公告)号：CN103761997B
公开(公告)日：2017-01-11
申请号：CN201410017353.2
申请日：2014-01-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/017
Abstract: 本发明涉及一种核电厂消防系统移动式定期试验装置，包括通过试验接口与消防系统的定期试验点相连接的管道，管道的另一端设有排水软管，在所述管道上设有手动隔离阀、压力表、流量计和手动调节阀，管道由若干段直管道组装而成，设置于可移动的平台车上。本发明主要用于电厂调试和电厂运行期间的定期试验，对核电厂消防系统管网进行试验测量，以验证试验点的压力和流量，确认消防系统符合原来的设计要求以及管网内是否发生堵塞而影响到消防系统的压力和流量，确保消防系统的有效性。
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公开(公告)号：CN102284573B
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201110195572.6
申请日：2011-07-13
Applicant: 中国核电工程有限公司 , 沈阳鑫通电站设备制造有限公司
IPC: B21D7/04
Abstract: 本发明涉及机械制造领域，具体涉及一种制造U形杆的冷态弯制设备及方法。其结构包括固定在底板上的导轨装置，导轨装置上设有可沿导轨方向自由移动的正向推动模具，正向推动模具的前部为圆弧形，圆弧形外边缘开有凹槽，正向推动模具上设有驱动杆，驱动杆穿过驱动杆基座与驱动装置相连；在导轨装置的两侧对称设有侧向导向滑轮装置，并且导轨装置两侧分别设有可沿垂直于导轨方向自由移动的侧向推动滑轮，侧向推动滑轮上设有驱动杆，驱动杆穿过驱动杆基座与驱动装置相连；正向推动模具、侧向导向滑轮装置、侧向推动滑轮都设置在同一水平面上。本发明能够实现U形杆的一次性冷态成形，不会在弯曲过程中发生危险，并能够解决U形杆的回弹问题。
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公开(公告)号：CN102881342A
公开(公告)日：2013-01-16
申请号：CN201210370296.7
申请日：2012-09-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
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安全壳排热装置。其结构包括安全壳喷淋系统和非能动安全壳热量导出系统，所述的安全壳喷淋系统的管线一端连接换料水箱，另一端经喷淋泵和热交换器后连接到安全壳顶部的喷淋集管；所述的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或换热器组，所述的换热器或换热器组通过上升管线和下降管线与设置在安全壳外部的换热水箱相连接，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度。本发明改进了传统能动安全系统核电站对安全级电源的依赖，提高核电站安全壳排热系统的固有安全性。
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公开(公告)号：CN102226490A
公开(公告)日：2011-10-26
申请号：CN201110120991.3
申请日：2011-05-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及吸能装置领域，具体涉及一种波纹形吸能装置及采用这种吸能装置的防甩击限制件。该波纹形吸能装置包括管体以及固定在管体两端的板体，所述管体的内、外壁沿管体的轴向呈起伏的波纹状。所述的防甩击限制件包括设置在土建结构上的底板，底板上设有至少一个上述吸能装置，吸能装置的另一端设有连接板，连接板上设有至少一个调整垫板。本发明管壁内外的波纹使圆管断面上产生剪切面，当有圆管轴向方向的力作用在该吸能装置上后，圆管的内部及外部的突出部分受剪切，使圆管容易产生变形，从而吸收能量。
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