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公开(公告)号：CN116258382A
公开(公告)日：2023-06-13
申请号：CN202211095892.9
申请日：2022-09-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种基于内部水淹PSA的核电厂管道失效后果评估方法，包括：获取目标管道的管道参数，以目标管道为水淹源，确定水淹后所影响的构筑物、系统或部件，以及水淹漫延路径；进行水淹情景分析和水淹后果分析，确定目标管道失效导致的直接影响和间接影响，实现定性分析目标管道失效后果；基于定性分析的结果，对目标管道失效后果进行定量分析，计算堆芯损伤条件概率和放射性早期释放条件概率，确定目标管道失效后果级别，完成管道失效后果评估。本发明通过对管道失效后划分水淹区域、分析水淹情景、分析水淹后果、分析破口隔离可能性，实现对管道失效后果的定性分析，进而得到管道失效后果的准确量化值，提高管道失效后果评估的准确性。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN119784131A
公开(公告)日：2025-04-08
申请号：CN202411701755.4
申请日：2024-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
Inventor： 王伟 , 陈露 , 臧小川 , 钱雅兰 , 杜东晓 , 詹文辉 , 仇永萍 , 邵舸 , 张彬彬 , 胡军涛 , 卓钰铖 , 张国旭 , 王杰 , 雷文静 , 张吾航 , 陈雷 , 袁露
IPC: G06Q10/0635 , G21D3/04
Abstract: 本申请提供了一种热管冷却反应堆设备识别方法、计算设备及存储介质，涉及热管冷却反应堆技术领域。本申请提供的热管冷却反应堆设备识别方法包括：获取影响热管冷却反应堆安全性的第一设备清单；获取影响热管冷却反应堆可靠性的第二设备清单；将包含在所述第一设备清单或所述第二设备清单中的设备作为目标设备，得到目标设备清单。本申请从影响热管冷却反应堆安全性和可靠性两个方面确定影响热管冷却反应堆安全运行的目标设备清单，可全面、有效地识别影响热管冷却反应堆安全运行的设备。
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公开(公告)号：CN114118722B
公开(公告)日：2024-08-16
申请号：CN202111313446.6
申请日：2021-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，涉及概率安全评价技术领域，其特征在于，包括如下步骤：S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；S2：一次筛选；S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；S4：二次筛选；S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。本发明通过本发明的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。
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公开(公告)号：CN116361972A
公开(公告)日：2023-06-30
申请号：CN202310378064.4
申请日：2023-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/18 , G06F30/20 , G06F111/08 , G06F113/14 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，包括以下步骤：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。
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公开(公告)号：CN118966759A
公开(公告)日：2024-11-15
申请号：CN202411005163.9
申请日：2024-07-25
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q10/0639 , G06F17/18 , G06F18/243 , G06Q50/06 , G06N5/01
Abstract: 一种核电厂人员可靠性分析方法，包括以下步骤：提供给出操作人员在认知时间窗口内未响应概率Pc1的第一模型与给出操作人员诊断失误概率Pc2的第二模型；将给定操作任务分解为基础动作，并提供包括基础动作失误概率名义值的人员失误分析表，根据人员失误分析表计算人员失误概率PE；计算人员失误的总失误概率HEP＝Pc1+Pc2+PE。该方法能够有效提高核电厂人员可靠性分析的效率与准确性，为核电厂概率安全分析计算提供参考。本发明还提供一种核电厂人员可靠性分析系统。
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公开(公告)号：CN116361972B
公开(公告)日：2024-01-16
申请号：CN202310378064.4
申请日：2023-04-07
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06F30/18 , G06F30/20 , G06F111/08 , G06F113/14 , G06F119/02
Abstract: 本发明涉及非能动核电厂的滤网失效PSA模型化方法及系统，包括以下步骤：根据核电厂固有碎片量和预期事故后化学反应产物中的碎片量，确定核电厂潜在的碎片总量x；根据核电厂中不同破口位置产生碎片的数量和种类分析碎片的迁移路径；利用核电厂设备可靠性数据库，得到某一事故类型下，发生地坑堵塞的概率分布，并根据滤网失效率r与核电厂潜在的碎片量x、破口大小y和破口位置z之间的关系，得到碎片迁移到滤网上并累积的过程；根据x、y和z的大小划分工况，确定各工况下滤网堵塞失效率的取值，根据不同工况下的取值结果进行PSA建模。
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