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公开(公告)号：CN114330761A
公开(公告)日：2022-04-12
申请号：CN202111247363.1
申请日：2021-10-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂智能运维与事故管理领域，具体涉及一种核电厂设备定位、导航智慧终端系统及其应用方法，致力于提供一种可用于核电厂正常运行、事故工况下的设备定位、导航终端系统，从而通过智能化手段辅助现场操作人员完成设备位置检索、最优路径导航、设备操作指导、事故协同处理、设备可用性及可达性判断等功能。本发明充分考虑了数字时代背景下核电厂的智能运维与事故管理，利用精确的核电厂三维布置模型、成熟的室内导航技术，通过辐射防护最优化算法得到耗时最短且可达的最优路径，辅助现场操作人员完成相应操作。通过智能辅助与人工的结合，高效、准确、安全地管理核电厂。
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公开(公告)号：CN110556188B
公开(公告)日：2021-12-03
申请号：CN201811318014.2
申请日：2018-11-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种严重事故下可用的核电厂后备操作盘台设计方法。该方法首先分析确定严重事故下可用后备盘的总体设计要求，再结合核电厂严重事故缓解措施设计特点以及严重事故管理的总体策略，通过对缓解严重事故所需的关键监视和控制功能需求的梳理，在确定严重事故下后备操作盘台功能清单筛选原则的基础上，确定严重事故下后备操作盘台上所需的控制操作及仪表监视功能清单，最后在控制操作及仪表监视功能清单基础上完成严重事故下可用的后备操作盘台的布置设计。本发明确保了发生极端严重事故的情况下，依然能够对核电厂继续进行有效的监视和控制，从而防止大量放射性释放的发生，最终提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN115994402A
公开(公告)日：2023-04-21
申请号：CN202310102799.4
申请日：2023-01-28
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/13 , G06F30/20 , G06Q10/0639 , G06Q10/04 , G06Q10/0635 , G06F111/08
Abstract: 本发明公开一种确定安全壳试验周期的方法。该方法包括：获取安全壳试验的试验结果的历史数据；并根据安全壳试验的试验结果的历史数据确定是否可以延长安全壳试验周期。若否，则保持当前的安全壳试验周期。若是，则：根据安全壳试验的试验结果的历史数据和安全壳试验的安全裕量的验收准则，获得安全壳试验周期的第一候选值。根据安全壳试验的试验结果的历史数据、风险指标的基准值和风险指标的验收标准，获得安全壳试验周期的第二候选值。以及，根据安全壳试验周期的第一候选值和安全壳试验周期的第二候选值，确定安全壳试验周期的确定值，并将安全壳试验周期的确定值作为下一次安全壳试验周期。
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公开(公告)号：CN105006259A
公开(公告)日：2015-10-28
申请号：CN201510340796.X
申请日：2015-06-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
CPC classification number: G21C17/00
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种核电厂堆芯损伤评价方法。该方法除了采用堆芯出口热电偶温度(CET)、安全壳内辐射水平(CRM)、一回路热管段温度(RTD)、压力容器水位(RVL)、源量程探测器示数(SRM)等参数进行堆芯损伤评价外，还包括采用安全壳内氢气浓度(CH)以及一回路冷却剂取样浓度(SAM)进行堆芯损伤评价。本发明充分考虑了最新核电厂的设计特征，利用能够反应堆芯状态的多种监测参数，从而采用多样化的手段评价堆芯损伤状态及程度，为核电厂应急辅助决策提供快速、直观的支持。
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公开(公告)号：CN119272189A
公开(公告)日：2025-01-07
申请号：CN202411337055.1
申请日：2024-09-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F18/2433 , G06F18/213 , G06N5/01
Abstract: 本发明公开了一种堆芯损伤状态编码的识别方法及装置，该方法包括：获取堆芯损伤状态文件；基于影响系统缓解成功的因素和/或影响严重事故现象导致安全壳失效的因素确定N个特征量；建立各特征量的识别模型；按照预设的特征量识别顺序，利用识别模型依次识别堆芯损伤状态文件中的各事故序列在特征量中各属性对应的属性编码；将属性编码进行顺序组合，形成各事故序列的堆芯损伤状态编码。本发明相比现有技术中依赖事件树判断事故序列状态及对应的属性编码的方式，更加便捷，实现了属性编码及堆芯损伤状态编码识别的自动化。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113270212A
公开(公告)日：2021-08-17
申请号：CN202110552757.1
申请日：2021-05-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开一种非能动安全壳衡压系统，包括超压排气单元、负压吸气单元和控制单元，超压排气单元包括排气管路，排气管路与安全壳连通；负压吸气单元包括吸气管路，吸气管路的与安全壳连通；控制单元用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制排气管路开启，并在安全壳内压力降至超压排气整定值时控制排气管路关闭，以及，在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制吸气管路开启，并在安全壳内压力升至负压吸气整定值时控制吸气管路关闭。本发明还公开一种非能动安全壳衡压方法及安全壳系统，本发明可以缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN105006259B
公开(公告)日：2018-03-30
申请号：CN201510340796.X
申请日：2015-06-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种核电厂堆芯损伤评价方法。该方法除了采用堆芯出口热电偶温度(CET)、安全壳内辐射水平(CRM)、一回路热管段温度(RTD)、压力容器水位(RVL)、源量程探测器示数(SRM)等参数进行堆芯损伤评价外，还包括采用安全壳内氢气浓度(CH)以及一回路冷却剂取样浓度(SAM)进行堆芯损伤评价。本发明充分考虑了最新核电厂的设计特征，利用能够反应堆芯状态的多种监测参数，从而采用多样化的手段评价堆芯损伤状态及程度，为核电厂应急辅助决策提供快速、直观的支持。
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公开(公告)号：CN113270212B
公开(公告)日：2023-12-19
申请号：CN202110552757.1
申请日：2021-05-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C9/004
Abstract: 本发明公开一种非能动安全壳衡压系统，包括超压排气单元、负压吸气单元和控制单元，超压排气单元包括排气管路，排气管路与安全壳连通；负压吸气单元包括吸气管路，吸气管路的与安全壳连通；控制单元用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制排气管路开启，并在安全壳内压力降至超压排气整定值时控制排气管路关闭，以及，在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制吸气管路开启，并在安全壳内压力升至负压吸气整定值时控制吸气管路关闭。本发明还公开一种非能动安全壳衡压方法及安全壳系统，本发明可以缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁，确保安全壳的完整性。
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公开(公告)号：CN115424755A
公开(公告)日：2022-12-02
申请号：CN202210973120.4
申请日：2022-08-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D3/06
Abstract: 本发明涉及一种核电厂严重事故管理导则智能辅助决策系统及方法，该系统包括：数据接口和处理模块、核电厂状态智能诊断模块、严重事故管理导则智能辅助决策模块、严重事故管理导则数据库模块以及信息在线传递模块。本发明通过与核电厂的数据接口，实时监测电厂严重事故管理相关的设备状态和仪表参数，为管理人员提供实时、直观的状态显示。本发明采用数字化、智能化的核电厂状态诊断表自动诊断核电厂状态，并报警提示执行相应的严重事故管理子导则；根据采集的数据和判断准则自动判断严重事故管理相关设备的可用性，辅助严重事故管理人员做出评估决策。本发明可以将决策单线上发送应急总指挥审批并传递给主控室人员指导开展严重事故管理操作。
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公开(公告)号：CN110556188A
公开(公告)日：2019-12-10
申请号：CN201811318014.2
申请日：2018-11-07
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核电厂设计技术，具体涉及一种严重事故下可用的核电厂后备操作盘台设计方法。该方法首先分析确定严重事故下可用后备盘的总体设计要求，再结合核电厂严重事故缓解措施设计特点以及严重事故管理的总体策略，通过对缓解严重事故所需的关键监视和控制功能需求的梳理，在确定严重事故下后备操作盘台功能清单筛选原则的基础上，确定严重事故下后备操作盘台上所需的控制操作及仪表监视功能清单，最后在控制操作及仪表监视功能清单基础上完成严重事故下可用的后备操作盘台的布置设计。本发明确保了发生极端严重事故的情况下，依然能够对核电厂继续进行有效的监视和控制，从而防止大量放射性释放的发生，最终提高核电厂的安全性。
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