一种概率安全风险点估计值近似定量计算方法

    公开(公告)号:CN115169863A

    公开(公告)日:2022-10-11

    申请号:CN202210773653.8

    申请日:2022-07-01

    Abstract: 本发明提供一种概率安全风险点估计值近似定量计算方法,属于核电厂安全分析技术领域。该概率安全风险点估计值近似定量计算方法包括如下步骤:S1:获取多个基本事件的FV重要度、多个基本事件的概率以及多个基本事件对应的顶事件定量结果;S2:获取基本事件与顶事件定量结果的线性斜率;S3:构建变化的基本事件概率与顶事件定量结果的关系式,计算获取变化后的顶事件定量结果。本发明当基本事件的概率发生变化时,可以利用本发明快速得到系统故障树顶事件的近似点估计值,而无需使用专用PSA分析软件,便于非PSA专业人员操作使用。

    一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法

    公开(公告)号:CN112133461B

    公开(公告)日:2022-07-05

    申请号:CN202010999624.4

    申请日:2020-09-22

    Abstract: 一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法,属于核电站堆芯安全技术领域。本发明的系统包括总功率、AFD获取模块,用于获取当前时刻电厂系统中的热功率和AFD数据;上、下部堆芯平均功率计算模块,用于根据总功率、AFD获取模块获取的数据计算得出上部和下部堆芯平均功率;未校准核测功率获取模块,用于获取当前时刻堆外上部和下部未校准核测功率;校准因子计算模块,用于根据上、下部堆芯平均功率计算模块得出的数据和未校准核测功率获取模块的数据计算堆外上部和下部通道象限功率倾斜比校准因子。本发明能够及时有效地校准堆外象限功率倾斜比,确保机组的稳定运行。

    一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法

    公开(公告)号:CN112133461A

    公开(公告)日:2020-12-25

    申请号:CN202010999624.4

    申请日:2020-09-22

    Abstract: 一种堆芯平均象限功率倾斜比校准系统及方法,属于核电站堆芯安全技术领域。本发明的系统包括总功率、AFD获取模块,用于获取当前时刻电厂系统中的热功率和AFD数据;上、下部堆芯平均功率计算模块,用于根据总功率、AFD获取模块获取的数据计算得出上部和下部堆芯平均功率;未校准核测功率获取模块,用于获取当前时刻堆外上部和下部未校准核测功率;校准因子计算模块,用于根据上、下部堆芯平均功率计算模块得出的数据和未校准核测功率获取模块的数据计算堆外上部和下部通道象限功率倾斜比校准因子。本发明能够及时有效地校准堆外象限功率倾斜比,确保机组的稳定运行。

    一种反应堆临界外推监督系统及方法

    公开(公告)号:CN109256226A

    公开(公告)日:2019-01-22

    申请号:CN201811305861.5

    申请日:2018-11-05

    Abstract: 一种反应堆临界外推监督系统及方法,属于反应堆技术领域。系统包括两个装载于堆芯中且对称分布的中子源组件,靠近中子源组件设置的第一、第二源量程中子探测器,远离中子源组件设置的第三、第四源量程中子探测器。方法包括在堆芯处于较深次临界状态下,基于第一、第二源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督;随着正反应性操作引入堆芯,次临界度不断减小,第三、第四源量程中子探测器具有有效计数率后,基于第一、第二、第三、第四源量程中子探测器的计数率进行临界安全监督;堆芯达到临界状态时,停止向堆芯引入正反应性操作。本发明能有效监督堆芯的临界安全,并能够更为准确地预估堆芯的临界状态,确保反应堆能够安全、可控地达临界。

    乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法

    公开(公告)号:CN112052998B

    公开(公告)日:2023-04-07

    申请号:CN202010936983.5

    申请日:2020-09-08

    Abstract: 本发明涉及乏燃料水池沸腾时间预测技术领域,具体为一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法。一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统,包括乏燃料衰变热计算模块,用于通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热;生产实时数据获取模块,用于获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据;水池换热计算模块,用于通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系。本申请能够实时预测乏燃料水池的沸腾时间,在事故工况下,实时获取机组乏燃料水池温度计算的相关参数,并实时反馈乏燃料水池温度随时间的变化及乏燃料水池沸腾时间、组件裸露的时间。

    一种三代非能动核电厂的事故诊断跟踪及快速预测系统

    公开(公告)号:CN114420333B

    公开(公告)日:2025-01-14

    申请号:CN202210077694.3

    申请日:2022-01-24

    Abstract: 本发明涉及一种三代非能动核电厂的事故诊断跟踪及快速预测系统,包括事故诊断模块、事故跟踪模块和事故预测模块;事故诊断模块读取数据信号,并根据数据信号判断电厂运行状态及生成事故序列;事故跟踪模块使用数据信号和事故序列修正其内含的热工水力计算引擎,使其能够准确跟踪预测热工水力的实际运行情况;事故预测模块使用修正后的热工水力计算引擎倍时预测事故发展。本发明的系统,仅采集少量信号便能够完成对核电机组事故诊断、预测和状态跟踪,并快速完成核电机组事故诊断、预测、状态跟踪和进行高倍时的核电机组状态及事故预测。

    一种基于PSA模型及建模软件的配置风险评价方法

    公开(公告)号:CN114722628A

    公开(公告)日:2022-07-08

    申请号:CN202210436733.4

    申请日:2022-04-25

    Abstract: 本发明提供一种基于PSA模型及建模软件的配置风险评价方法,属于核电站安全分析技术领域。该基于PSA模型及建模软件的配置风险评价方法包括如下步骤:S1:获取设计阶段PSA模型和实时风险模型之间的差异,差异包括维修/试验不可用事件、运行/备用列、集总始发事件、未模化设备四个方面;S2:消除设计阶段PSA模型中的维修/试验不可用事件影响以形成修改模型;S3:根据电厂实际运行情况,通过计算设置消除运行/备用列、未模化设备、集总始发事件对计算结果的影响其中一个或者多个,获取电厂风险增量值,根据电厂风险增量值管控电厂风险。本发明能弥补风险监测器上线前电厂概率安全配置风险管控的缺失,提高电厂整体核安全水平。

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