-
公开(公告)号：CN118706745A
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410751382.5
申请日：2024-06-12
Applicant: 华东理工大学 , 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明属于冲击韧性技术领域，尤其是一种压力容器用低合金钢材料冲击功的预测方法，包括步骤一：确定冲击功预测位置：选取压力容器任一位置的材料；步骤二：通过光学显微镜观察并统计该处碳化物含量；步骤三：根据线性公式估算该处的夏比冲击吸收功。该压力容器用低合金钢材料冲击功的预测方法，通过设置快速预测压力容器用低合金钢热老化前后的冲击功方法，仅需要统计任一处的碳化物含量，就可根据本发明提供的预测模型，实现对不同位置热老化前后的冲击功的预测，提出的模型仅与碳化物含量有关，具有形式简单，参数较少的优势，尤其对于同一材料因不同热加工工艺形成的样件，可解决这一类材料在热老化前后冲击功的预测问题。
-
公开(公告)号：CN117662491A
公开(公告)日：2024-03-08
申请号：CN202311834877.6
申请日：2023-12-28
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了基于主成分和深度学习算法的主泵故障诊断方法及系统，包括：获取主泵设备的实时运行数据，并将其进行存储；根据主泵设备的实时运行数据，采用基于主成分分析与多源数据预测的主泵运行状态循环监测法，监测主泵设备当前时刻和后续预设时间长度内的主泵状态，得到监测状态；监测状态包括正常状态和异常状态；根据监测状态和主泵设备的实时运行数据，采用时频域分析法和专家知识库，并结合非安全级DCS系统采集的过程参数，进行典型故障模式的诊断与判别。本发明提高了主泵在线状态监测和故障诊断工作的可靠性和准确性，提高了核电厂主泵设备运行的智能化水平和可靠性，降低因主泵设备异常故障停机造成的电厂经济损失。
-
公开(公告)号：CN116974246A
公开(公告)日：2023-10-31
申请号：CN202310531677.7
申请日：2023-05-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G05B19/418
Abstract: 本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种反应堆全功率范围自动控制系统及方法。本发明包括控制器信号选择器、高功率控制器、低功率控制器和比较器，所述高功率控制器、低功率控制器分别与控制器信号选择器连接；所述比较器接收高功率阈值NS和核功率测量值NC，并发出功率状态信号S；所述功率状态信号S并联有延时环节，所述延时环节发出延时状态信号TS，所述延时状态信号TS与功率状态信号S经过逻辑与后，向控制器信号选择器传递控制状态信号CV。本发明通过在低负荷下采用不同的控制策略实现低负荷下的自动控制，并在适当工况点进行高、低负荷自动控制策略切换，从而实现反应堆全功率范围内的自动控制。
-
公开(公告)号：CN116864170A
公开(公告)日：2023-10-10
申请号：CN202310535230.7
申请日：2023-05-12
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张英 , 陈智 , 张瑞 , 王华金 , 崔怀明 , 李文平 , 周继翔 , 李羿良 , 肖凯 , 曹锐 , 尤恺 , 赵梦薇 , 陈柯 , 黄柯 , 杨鹏程 , 蒲笑非 , 段峰 , 陈冠宇
Abstract: 本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂高低负荷不同控制策略切换方法。本发明包括如下步骤：S1、低负荷控制模式，获得低负荷控制允许信号P＝1，高负荷控制允许信号P1＝0，获得控制棒自动动作信号C；S2、低负荷控制模式向高负荷控制模式切换；S3、高负荷控制模式，获得控制棒自动动作信号C；S4、高负荷控制模式向低负荷控制模式切换；S5、控制棒将切入手动控制模式，高低负荷控制通道的自动控制信号均无效。本发明能够实现高低负荷工况下反应堆功率控制系统自动控制信号的相互稳定切换，确保核电厂的经济运行和提高核电厂的运行灵活性。
-
公开(公告)号：CN116580863A
公开(公告)日：2023-08-11
申请号：CN202310532424.1
申请日：2023-05-11
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 张英 , 陈智 , 王华金 , 崔怀明 , 李文平 , 周继翔 , 张瑞 , 陈柯 , 李羿良 , 肖凯 , 尤恺 , 蒲笑非 , 杨鹏程 , 赵梦薇 , 黄柯 , 段峰 , 陈冠宇
Abstract: 本发明属于核电厂仪控系统技术领域，具体涉及一种核电厂状态反馈处理系统。本发明包括汽机旁路系统和反应堆保护系统，所述汽机旁路系统分别送两路信号到反应堆保护系统，所述反应堆保护系统内设有第一逻辑或和第二逻辑或，两路信号分别与第一逻辑或和第二逻辑或连接。本发明简化了设计逻辑，提高了信号响应时间，减少了汽机旁路系统不可用带来的非计划停堆风险。
-
Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN116487076A
公开(公告)日：2023-07-25
申请号：CN202310516331.X
申请日：2023-05-09
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C11/08 , G21C13/02 , G21C13/024
Abstract: 本发明属于反应堆压力容器保温技术领域，具体涉及一种外挂式反应堆压力容器整体保温层结构。本发明包括流道钢衬里、角钢环、反应堆压力容器、保温层支腿、金属保温块，所述流道钢衬里采用筒节和封头结构，圆柱段筒体分为若干段，并通过焊接或螺栓连接形成流道钢衬里整体，所述流道钢衬里与反应堆压力容器外部相匹配；所述流道钢衬里的外表面按一定的间距焊接若干层角钢环；所述保温块安装在角钢环上，所述保温块之间采用铆钉连接形成保温层整体；所述流道钢衬里封头底部设置周向布置的若干个保温层支腿用于支撑整体保温层，形成上挂下撑的固定方式。本发明能够减少缝隙泄热，避免混凝土墙局部过热，同时降低保温层安装难度，缩短安装周期。
-
公开(公告)号：CN115982622A
公开(公告)日：2023-04-18
申请号：CN202211725308.3
申请日：2022-12-30
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 唐传宝 , 白晓明 , 崔怀明 , 艾红雷 , 王新军 , 张毅雄 , 曾忠秀 , 曹锐 , 王明利 , 李海颖 , 熊夫睿 , 文毅 , 谢海 , 黄代顺 , 郑连纲 , 刘佳 , 王岩
IPC: G06F18/24 , G06F18/241 , G06F18/22 , G21C17/02
Abstract: 本发明公开了一种核反应堆冷却剂系统运行瞬态快速识别方法、装置及系统，方法包括获取核反应堆运行时关键位置的运行数据；进行瞬态识别；分别提取瞬态开始和结束时的功率值，进行第一次瞬态分类；分别提取瞬态数据中的温度、压力和流量值，并依次计算其与第一次瞬态分类后对应的参考瞬态数据库中的参考瞬态的相似度；对相似度进行排序，并将相似度与阈值相比，如果最大相似度大于阈值，则选取最大相似度值对应的运行瞬态归类为参考瞬态；如果最大相似度小于阈值，则将该运行瞬态标记为未知瞬态。本发明采用两级检测识别方式，能够快速并准确的将冷却剂系统发生的运行瞬态进行识别并归类，同时统计各类瞬态发生的次数。
-
公开(公告)号：CN115659526A
公开(公告)日：2023-01-31
申请号：CN202211140209.9
申请日：2022-09-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/17 , G06F30/20 , G06F111/10 , G06F119/14
Abstract: 本发明属于技术两相排放载荷分析领域，具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中，分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征，通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算；所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块，关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法，关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化，为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。
-
公开(公告)号：CN110853784B
公开(公告)日：2022-07-29
申请号：CN201911133513.9
申请日：2019-11-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21D1/02
Abstract: 本发明公开了一种压水堆核电厂稳压器支承结构，包括连接在稳压器侧壁的横向支承和连接在稳压器底部的垂直支承，横向支承包括分别设置在稳压器的重心上方和下方的上部横向支承和下部横向支承；上部横向支承向稳压器提供第一水平面上不同方向的约束力；下部横向支承向稳压器提供第二水平面上不同方向的约束力。本发明采用2个横向支承，在稳压器运行重心之上和下方两个部位进行支承，在每个支承部位从不同方向上提供约束力，能够减小或避免在地震载荷作用下稳压器本体与支承结构之间的相对移动，减小或者消除在稳压器本体与横向支承之间的冲击载荷，同时增加了接触点降低了连接部位的应力水平，通过这两种方式避免引起稳压器下部应力水平的增加。
-
公开(公告)号：CN114038590A
公开(公告)日：2022-02-11
申请号：CN202111328792.1
申请日：2021-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 刘丽莉 , 黄代顺 , 张明 , 崔怀明 , 卢毅力 , 张渝 , 邓坚 , 曹锐 , 邹志强 , 陈亮 , 许幼幼 , 杜政瑀 , 马海福 , 彭欢欢 , 王小吉 , 张航 , 武铃珺 , 武小莉
IPC: G21C15/18 , G21C15/02 , G21C15/243
Abstract: 本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
-
-
-
-
-
-
-
-
-
Search Results
121
records
(took 0.043 seconds)
