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公开(公告)号：CN112819053B
公开(公告)日：2024-04-16
申请号：CN202110095211.8
申请日：2021-01-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F18/241 , G06F18/27 , G06F18/21 , G06N3/0442 , G06N3/08 , G06Q10/04 , G06Q50/06 , G06F123/02
Abstract: 本发明公开一种诊断模型库的建立方法，包括：确定严重事故的诊断目标；获取M个物理参数在N个始发事件下的时间序列，形成N个序列集；依次从N个序列集中分别选取T个具有同一物理参数的时间序列，形成数据集，2≤T＜M；获取与T个物理参数对应的分类模型和回归模型，并将T个物理参数、与T个物理参数对应的分类模型、回归模型及其三者之间的对应关系存储至模型库，以形成诊断模型库。进一步地，还提供诊断模型库的建立装置、核电厂严重事故的诊断方法及装置、核电厂严重事故的进程预测方法。基于诊断模型库的建立方法获得的诊断模型，可实现在严重事故发生时，根据有限数量的仪表准确地诊断出严重事故的始发事件及相应始发事件的参数。
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公开(公告)号：CN109102906B
公开(公告)日：2021-11-16
申请号：CN201810756604.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
Abstract: 本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统设计领域，具体涉及一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统，用于收集堆坑内的反应堆压力容器在事故情况下产生的堆芯熔融物，包括通过转运通道与堆坑的底部相连的、设置在内置换料水箱内的收集容器，收集容器的位置低于堆坑的底部，堆芯熔融物能够在重力作用下从堆坑的底部通过转运通道流入收集容器中。该系统为非能动系统，不依靠外部动力即可正常运转，提高了核电站事故后长期的安全性，实现堆芯熔融物滞留与冷却的收集容器直接位于内置换料水箱内部，系统简单可靠，换热效果大幅提高，能更好的导出堆芯熔融物的余热，同时降低了堆芯熔融物与冷却水接触发生蒸汽爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN113837535B
公开(公告)日：2024-05-17
申请号：CN202110947643.7
申请日：2021-08-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06 , G06F18/2431 , G06N3/0442
Abstract: 本发明涉及一种用于核电厂严重事故进程回溯的方法。采用本发明所提供的方法，在核电厂发生严重事故时，可以快速诊断严重事故的始发事件类别、始发事件参数，以及系统响应信息。将回溯得到的严重事故进程诊断信息输入到严重事故一体化分析程序，获得事故进程进一步发展的预测信息，从而为操纵员的干预操作提供正负面影响评价。采用本发明所提供的方法，还实现了自动化诊断，无须人工干预。同时，本发明所述的方法还提供了事故序列的严重事故进程中题头事件时间诊断，即系统响应时间诊断，分析了事故序列各题头事件的延迟运行时间对严重事故进程的影响。
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公开(公告)号：CN112613158B
公开(公告)日：2024-02-23
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如(56)对比文件肖红;曹志伟;冯英杰;杨志义;朱建敏.基于MELCOR程序的AP1000核电厂安全壳瞬态事故分析.清华大学学报(自然科学版).2018,(11),全文.孔夏明;王苇;孟海波;刘现星;陈保同.蒸汽排放系统蒸汽冷凝器动态特性仿真研究.原子能科学技术.2013,(12),全文.
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公开(公告)号：CN113837535A
公开(公告)日：2021-12-24
申请号：CN202110947643.7
申请日：2021-08-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种用于核电厂严重事故进程回溯的方法。采用本发明所提供的方法，在核电厂发生严重事故时，可以快速诊断严重事故的始发事件类别、始发事件参数，以及系统响应信息。将回溯得到的严重事故进程诊断信息输入到严重事故一体化分析程序，获得事故进程进一步发展的预测信息，从而为操纵员的干预操作提供正负面影响评价。采用本发明所提供的方法，还实现了自动化诊断，无须人工干预。同时，本发明所述的方法还提供了事故序列的严重事故进程中题头事件时间诊断，即系统响应时间诊断，分析了事故序列各题头事件的延迟运行时间对严重事故进程的影响。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112819053A
公开(公告)日：2021-05-18
申请号：CN202110095211.8
申请日：2021-01-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开一种诊断模型库的建立方法，包括：确定严重事故的诊断目标；获取M个物理参数在N个始发事件下的时间序列，形成N个序列集；依次从N个序列集中分别选取T个具有同一物理参数的时间序列，形成数据集，2≤T＜M；获取与T个物理参数对应的分类模型和回归模型，并将T个物理参数、与T个物理参数对应的分类模型、回归模型及其三者之间的对应关系存储至模型库，以形成诊断模型库。进一步地，还提供诊断模型库的建立装置、核电厂严重事故的诊断方法及装置、核电厂严重事故的进程预测方法。基于诊断模型库的建立方法获得的诊断模型，可实现在严重事故发生时，根据有限数量的仪表准确地诊断出严重事故的始发事件及相应始发事件的参数。
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公开(公告)号：CN109102906A
公开(公告)日：2018-12-28
申请号：CN201810756604.7
申请日：2018-07-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/016
CPC classification number: G21C9/016
Abstract: 本发明属于反应堆堆芯熔融物堆外捕集系统设计领域，具体涉及一种基于内置换料水箱的堆芯捕集器系统，用于收集堆坑内的反应堆压力容器在事故情况下产生的堆芯熔融物，包括通过转运通道与堆坑的底部相连的、设置在内置换料水箱内的收集容器，收集容器的位置低于堆坑的底部，堆芯熔融物能够在重力作用下从堆坑的底部通过转运通道流入收集容器中。该系统为非能动系统，不依靠外部动力即可正常运转，提高了核电站事故后长期的安全性，实现堆芯熔融物滞留与冷却的收集容器直接位于内置换料水箱内部，系统简单可靠，换热效果大幅提高，能更好的导出堆芯熔融物的余热，同时降低了堆芯熔融物与冷却水接触发生蒸汽爆炸的风险。
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公开(公告)号：CN112613158A
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN202011351583.4
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F119/08 , G06F119/12 , G06F119/14
Abstract: 本发明涉及一种严重事故下安全壳内控制体热力学响应综合分析方法，包括：1、获取热工水力计算初始参数并初始化；2、根据计算时间控制参数判断是否结束计算；3、更新时间步长并求解边界条件；4、计算控制体内部总质量和总能量；5、判断控制体内部流体类型并分工况求解控制体内部状态参数；6、计算不可凝气体的状态参数及气相的平均温度；7、计算饱和水的闪蒸以及过饱和蒸汽的析出；8、计算气液两相与相界面之间的传热传质；9、迭代计算并输出各时刻状态参数，直至计算结束。本发明能准确模拟计算严重事故下安全壳内控制体在受到扰动后从不平衡状态向平衡状态过渡过程中的瞬态变化规律，如实再现实际相关的物理过程并反映系统的物理现象。
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公开(公告)号：CN107358984A
公开(公告)日：2017-11-17
申请号：CN201710425110.6
申请日：2017-06-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/003 , G21C17/017
CPC classification number: G21C17/017 , G21C17/003
Abstract: 本发明属于核安全监测技术领域，涉及反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统。所述的监测系统包括安全壳、采样头、采样管线、电磁阀组、压缩机、返回管线、气体浓度传感器，采样头为多个，设置在安全壳内的不同位置；采样管线连接每个采样头并在穿出安全壳后连接气体浓度传感器；安全壳外的采样管线上设置有电磁阀组，以轮流开启其中的电磁阀实现轮流采样测量气体浓度；通过与气体浓度传感器连接的返回管线，利用返回管线上设置的压缩机的作用，将测量完浓度的安全壳内气体输送回安全壳内。利用本发明的监测系统，能够更加方便、准确的对严重事故下安全壳内气体的浓度进行监测，并防止监测过程带来的放射性物质外泄。
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公开(公告)号：CN207052304U
公开(公告)日：2018-02-27
申请号：CN201720652454.6
申请日：2017-06-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本实用新型属于核安全监测技术领域，涉及一种反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统。所述的监测系统包括安全壳、采样头、采样管线、电磁阀组、水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块、压缩机、返回管线，采样头为多个，设置在安全壳内的不同位置；采样管线连接每个采样头并在穿出安全壳后依次连接水蒸汽浓度测量模块、氢气与氧气浓度测量模块；安全壳外的采样管线上设置有电磁阀组；通过与氢气与氧气浓度测量模块连接的返回管线上设置的压缩机的作用，将测量完浓度的安全壳内气体输送回安全壳内。利用本实用新型的监测系统，能够更加方便、准确的对严重事故下安全壳内气体的浓度进行监测，并防止监测过程带来的放射性物质外泄。
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