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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。
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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。
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公开(公告)号：CN112417673B
公开(公告)日：2022-02-22
申请号：CN202011294911.1
申请日：2020-11-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G06F30/20
Abstract: 本发明公开了一种压水堆首堆启动物理试验优化方法及装置，通过物理试验，获取压水堆核电厂首堆启动各控制棒组单独测量的积分价值；通过理论计算，获取各控制棒组正常插入次序的积分价值；获取各控制棒组单独测量的积分价值；获取从热态满功率到热态零功率由于反馈效应引入的正反应性；根据上述理论计算的结果，得到物理试验下各控制棒组正常插入次序的积分价值；再结合停堆棒组SA和D12棒束，验证N‑1棒积分价值的安全准则。本发明在启动物理试验不进行控制棒组正常插入次序的积分价值和卡单棒束积分价值测量的情况下实现N‑1棒组积分价值安全准则的验证，减少了试验带来的运行风险、提高了时效、避免了大量硼废水的产生。
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公开(公告)号：CN111540485B
公开(公告)日：2022-02-01
申请号：CN202010418682.3
申请日：2020-05-18
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了应对核电厂丧失正常给水ATWS事故的保护系统，包括紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统，采用连级联机关系将紧急停堆保护系统和主泵停运判定系统连接；所述主泵停运判定系统包括或逻辑单元Y、与逻辑单元，或逻辑单元Y：用于以出现再次紧急停堆控制信号时刻为初始时刻进行延时△T后的时刻获取的停堆失效状态信号进行或逻辑判定；与逻辑单元：用于依据或逻辑单元Y的判定结果和紧急停堆主保护系统产生的再次紧急停堆控制信号进行与逻辑判定而确定是否触发停运主泵控制信号。
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公开(公告)号：CN110580957B
公开(公告)日：2021-04-06
申请号：CN201910886447.6
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种无外加中子源的反应堆装料启动方法：向反应堆堆芯注入适量的硼酸溶液，使其液位不高于堆芯活性段的下限；在堆芯最外层平均装入一圈燃料组件，堆芯外均匀分布若干个堆外源量程探测器；向反应堆堆芯进一步注入硼酸溶液，淹没反应堆堆芯，使堆外源量程探测器进入盲区；向堆芯装入剩余的燃料组件，完成装料；提高反应堆有效增值因数、降低次临界度，直至堆外源量程探测器可以获得有效计数，摆脱盲区；依靠堆外源量程探测器的计数确定堆芯状态，使堆芯达到反应堆临界。本发明用以解决现有技术中反应堆的启动依赖一次中子源，价格昂贵且源强衰减的问题，实现不需要使用一次中子源、二次中子源即可对反应堆进行装料和启动的目的。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN112462411A
公开(公告)日：2021-03-09
申请号：CN202011247076.6
申请日：2020-11-10
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种堆外中子探测器组件及其应用方法，涉及堆外核测的中子探测器组件领域，解决了需要设计一种探测器组件实现在反应堆无源启动过程及后续中间量程对反应堆堆芯状态的宽量程测量的问题。本发明包括位于芯体上下两端的3He正比计数管及位于中间的γ补偿电离室；所述γ补偿电离室的纵向中心线与堆芯中平面平齐。本发明采用两种不同类型中子探测器的组合可对反应堆不同工况条件的监测，实现宽量程测量，保证反应堆的安全运行。
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公开(公告)号：CN111799000A
公开(公告)日：2020-10-20
申请号：CN202010488970.6
申请日：2020-06-02
Applicant: 江苏核电有限公司 , 中国核动力研究设计院 , 北京清达科宇科技有限公司 , 中国核电工程有限公司
Inventor： 潘泽飞 , 洪源平 , 周金满 , 陆双桐 , 李文雎 , 李文平 , 李海颖 , 蒋朱敏 , 蒋天植 , 刘国明 , 杨晓川 , 杨乃林 , 李载鹏 , 张琪 , 孙暖 , 刘敦彬 , 刘健 , 周克文 , 李宁 , 胥敬德
IPC: G21C1/30
Abstract: 本发明属反应堆工程设计运行领域，一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确认源量程探测器监测装置及高灵敏度中子探测器监测装置通道中子计数响应性能；步骤三：堆外高灵敏度中子探测器监测装置内二次仪表上，进行临界安全监督参数计算及报警功能设置；步骤四：源量程探测器监测装置保护功能有效性确认；步骤五：电站数字式分布控制系统增设临界安全监督关键参数监测及报警功能；步骤六：反应堆升温升压；步骤七：增设小流量稀释控制转换点及稀释区间控制；步骤八：对影响反应堆次临界度设备隔离管控；步骤九：引导无外加一次中子源堆芯由深次临界状态过渡到临界状态。
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公开(公告)号：CN110580957A
公开(公告)日：2019-12-17
申请号：CN201910886447.6
申请日：2019-09-19
Applicant: 中国核动力研究设计院
Abstract: 本发明公开了一种无外加中子源的反应堆装料启动方法：向反应堆堆芯注入适量的硼酸溶液，使其液位不高于堆芯活性段的下限；在堆芯最外层平均装入一圈燃料组件，堆芯外均匀分布若干个堆外源量程探测器；向反应堆堆芯进一步注入硼酸溶液，淹没反应堆堆芯，使堆外源量程探测器进入盲区；向堆芯装入剩余的燃料组件，完成装料；提高反应堆有效增值因数、降低次临界度，直至堆外源量程探测器可以获得有效计数，摆脱盲区；依靠堆外源量程探测器的计数确定堆芯状态，使堆芯达到反应堆临界。本发明用以解决现有技术中反应堆的启动依赖一次中子源，价格昂贵且源强衰减的问题，实现不需要使用一次中子源、二次中子源即可对反应堆进行装料和启动的目的。
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公开(公告)号：CN103985422A
公开(公告)日：2014-08-13
申请号：CN201410105700.7
申请日：2014-03-20
Applicant: 中国核动力研究设计院
Inventor： 罗琦 , 吴琳 , 张森如 , 刘昌文 , 李海颖 , 曹锐 , 冷贵君 , 蒲小芬 , 张富源 , 王华金 , 曾忠秀 , 钟元章 , 李庆 , 康志彬 , 卢毅力 , 李兰 , 汤华鹏
IPC: G21C15/14 , G21C15/18 , G21C7/36 , G21C9/004 , G21C17/108 , G21C17/035
CPC classification number: Y02E30/39
Abstract: 本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，其特征在于：包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站，采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统；其机组功率1000～1400MWe，平均可利用率大于等于90%，最大地面加速度为0.3g，安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。
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公开(公告)号：CN101471150B
公开(公告)日：2011-03-02
申请号：CN200710306056.X
申请日：2007-12-29
Applicant: 中国核动力研究设计院
IPC: G21C19/307
Abstract: 本发明属于放射性裂变产物的分离技术，具体涉及一种均匀性水溶液核反应堆燃料溶液纯化工艺。该工艺将待纯化的燃料溶液冷却后依次通过HMD纯化柱，HAP纯化柱和Al2O3纯化柱，HMD纯化柱吸附燃料溶液中的Zr、Ru、和Se，HAP纯化柱吸附燃料溶液中的Cs、Sr、Ce和Sm，Al2O3纯化柱吸附HAP纯化柱漏穿的Sb。此工艺对大体积(100L左右)燃料溶液中的主要裂变产物元素Cs，Sr，Ru，Zr，Se的去除率达到60％以上，对稀土裂变产物元素(如Ce，Sm)去除率可达到30％以上，该纯化柱对燃料溶液中的铀不吸附，铀的损失率小于0.5％。
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