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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：CN113539529B
公开(公告)日：2023-11-14
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
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公开(公告)号：CN110767333B
公开(公告)日：2022-05-03
申请号：CN201910995023.3
申请日：2019-10-18
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明公开了一种用于铅基冷却剂反应堆的氧控装置、方法、反应堆系统，该装置包括：氧浓度检测器、热电偶、第一贮存罐、第一管道、第一阀门、第二贮存罐、加热器、第二管道、第二阀门、控制器，控制器用于根据接收到的氧浓度检测器发送的氧气浓度信号，和热电偶测得的铅基冷却剂温度信号来控制第一阀门、第二阀门，调节反应堆主容器内的铅基冷却剂的氧气浓度。本发明同时利用固相氧控技术和气相氧控技术进行氧浓度控制，气相氧控技术用于降低铅基冷却剂中的氧浓度，工程易实现，同时可以净化铅基冷却剂，固相氧控技术用于提升铅基冷却剂中的氧浓度，响应速度快，不会产生额外的氧化物杂质，两种技术同时使用扬长避短。
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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：CN112613240B
公开(公告)日：2024-07-12
申请号：CN202011346210.8
申请日：2020-11-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/28 , G06F111/10 , G06F113/08 , G06F119/14 , G06F119/08
Abstract: 本发明涉及一种用于严重事故下安全壳内流动分析的计算方法，包括如下步骤：1、获取安全壳流动分析计算所需参数并初始化；2、根据参数建立流动方程；3、计算重力压头；4、进行压力线性化；5、利用准Newton迭代法求解动量方程；6、根据预测的新时刻速度求解流道空泡数；7、根据空泡数修正预测速度以得到新时刻速度；8、根据新时刻速度确定流道上、下游；9、根据新时刻速度求解质量、能量增量。本发明为针对严重事故下安全壳内流动分析问题，提出了一种基于集总参数法的动量方程计算方法，可准确并且快速的求解安全壳内流动情况，进而得到安全壳内由流动引起的质量能量变化情况，为安全壳内其他严重事故现象的分析打下基础。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN113866045A
公开(公告)日：2021-12-31
申请号：CN202110984782.7
申请日：2021-08-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种非接触式高温熔体基础物性测量装置及方法，装置包括调温及悬浮系统、温度测量系统、熔体运动及形态光学测量系统、定点负压投送系统、装置框架本体平台；调温及悬浮系统使样品悬浮并达到预设温度条件；温度测量系统测量样品的温度数据；熔体运动及形态光学测量系统用于高温熔体的轮廓成像，并据此推算样品在高温熔体状态下的密度、粘性系数和表面张力系数；定点负压投送系统用于将样品送入预定悬浮位置。方法主要包括样品预处理，程序编制，系统调节设定，样品悬浮，样品控温，激励加载，各传感器测量，数据分析，样品后处理等步骤。本发明能够通过非接触式的控制和信号采集方式进行高温熔体密度、粘性系数、表面张力系数等物理量的测量。
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公开(公告)号：CN113866045B
公开(公告)日：2025-03-21
申请号：CN202110984782.7
申请日：2021-08-24
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种非接触式高温熔体基础物性测量装置及方法，装置包括调温及悬浮系统、温度测量系统、熔体运动及形态光学测量系统、定点负压投送系统、装置框架本体平台；调温及悬浮系统使样品悬浮并达到预设温度条件；温度测量系统测量样品的温度数据；熔体运动及形态光学测量系统用于高温熔体的轮廓成像，并据此推算样品在高温熔体状态下的密度、粘性系数和表面张力系数；定点负压投送系统用于将样品送入预定悬浮位置。方法主要包括样品预处理，程序编制，系统调节设定，样品悬浮，样品控温，激励加载，各传感器测量，数据分析，样品后处理等步骤。本发明能够通过非接触式的控制和信号采集方式进行高温熔体密度、粘性系数、表面张力系数等物理量的测量。
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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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公开(公告)号：CN113539529A
公开(公告)日：2021-10-22
申请号：CN202110671114.9
申请日：2021-06-17
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C15/18
Abstract: 本发明涉及一种池式反应堆余热排出系统及方法，该系统包括设置在反应堆容器内的独立余热排出换热器，所述独立余热排出换热器通过换热回路管线与设置在反应堆容器外部高位水箱内的堆外冷凝器连接，构成非能动余热排出系统的闭合循环回路，反应堆容器通过绝热围板分割为热池和冷池，其中，所述独立余热排出换热器设置在隔间内，隔间上部的隔间围板高于正常运行工况下热池的冷却剂液位高度，在所述隔间下部设有自动压紧/开启装置，可实现与冷池的隔离以及事故工况下隔间与冷池和热池的连通。该系统采用密度差、压强差等固有特性，在严重事故工况下导出堆芯余热，提高系统运行可靠性。
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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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