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公开(公告)号:CN111982249A
公开(公告)日:2020-11-24
申请号:CN202010830219.X
申请日:2020-08-18
Applicant: 山东核电有限公司
IPC: G01F25/00
Abstract: 本发明提供了一种新的用于核电厂反应堆冷却剂系统泄漏仪表校准方法。新方法使用液位模拟装置代替对现场安全壳地坑实际充排水工作完成RCS泄漏仪表通道校准。使用该装置可模拟安全壳地坑液位上升和下降。将需要校准的仪表探头安装到该液位模拟装置后,可操作该装置,模拟液位变化,在液位变送器侧以及主控室监测液位的变化,完成地坑液位计的校准工作。新方法会大大减少人力物力和集体人员剂量,优化试验工期,且无需进行充排水工作,避免了浪费大量的除盐水和造成安全壳地坑水满溢的风险。
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公开(公告)号:CN119963160A
公开(公告)日:2025-05-09
申请号:CN202510039706.7
申请日:2025-01-10
Applicant: 山东核电有限公司
Abstract: 本申请公开了一种核电仪控设备的使用寿命评估方法、装置、介质和电子设备。该方法包括:在组成核电仪控设备的电路板件中确定待评估的目标电路板件,并确定目标电路板件的预期使用寿命;基于目标电路板件的工作环境数据和历史故障数据,分别确定影响预期使用寿命的环境影响因子和共模失效因子;采用环境影响因子和/或共模失效因子,对预期使用寿命进行修正得到目标电路板件的修正使用寿命;基于修正使用寿命和目标电路板件的电气元件参数,对核电仪控设备的使用寿命进行评估。执行本申请可以实现对核电仪控设备的使用寿命进行评估,参考核电仪控设备的使用寿命对核电仪控设备进行预防性维修,可以提高核电站的运维经济性和运行安全性。
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公开(公告)号:CN117932474A
公开(公告)日:2024-04-26
申请号:CN202410330873.2
申请日:2024-03-22
Applicant: 山东核电有限公司 , 国核自仪系统工程有限公司
IPC: G06F18/2415 , G06F18/10 , G06F18/213
Abstract: 本申请公开了一种通信缺失数据确定模型的训练方法、装置、设备及存储介质,涉及工业控制技术领域。该方法包括:对原始通信数据进行预处理,得到样本通信数据;样本通信数据包括:正常通信数据和异常通信数据;异常通信数据为剔除了异常实例的5G通信数据;正常通信数据为通过网线和/或光纤方式传递的I/O数据;基于高斯朴素贝叶斯算法,对样本通信数据进行处理,得到通信缺失数据确定模型。上述技术方案,利用高斯朴素贝叶斯算法,确定通信缺失数据确定模型,有助于提高模型的分类能力和预测能力。
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公开(公告)号:CN117767815A
公开(公告)日:2024-03-26
申请号:CN202311819334.7
申请日:2023-12-27
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海能传电气有限公司
Inventor: 吴放 , 李建伟 , 王宪坤 , 伍星 , 李彪 , 竺伟 , 张雪华 , 齐伦 , 陈腾飞 , 席大明 , 宋文科 , 田士蒙 , 陈同福 , 吴光傲 , 胡俊锋 , 董文辉 , 和富凯
Abstract: 本发明公开了一种电机的矢量控制方法、装置和电机控制系统。该电机的矢量控制方法包括:控制电机以恒定的加速度由第一角速度有载运行至第二角速度,并确定第一角速度至第二角速度的n个角速度的加速驱动转矩;控制电机以n个角速度有载稳速运行,确定n个角速度的稳速驱动转矩;基于电机的运动方程,根据加速驱动转矩和稳速驱动转矩确定前馈转矩曲线;根据前馈转矩曲线采用矢量控制方法控制电机有载运行。可以根据电机的实时角速度选取相应的前馈转矩进行前馈补偿,减少变频器的响应时间,提高了电机以及负载在变频器恢复驱动电机运行后角速度下降的概率,从而可以提高电机的控制性能,降低了角速度过低触发电机矢量控制系统联锁停机的概率。
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公开(公告)号:CN117406688A
公开(公告)日:2024-01-16
申请号:CN202311308107.8
申请日:2023-10-10
Applicant: 山东核电有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司 , 国核自仪系统工程有限公司
IPC: G05B23/02
Abstract: 本发明公开了核电棒控系统的测试方法、系统、电子设备。其中,方法包括:响应于核电棒控系统的测试指令,获取与所述测试指令针对的测试项相匹配的目标运行数据;将所述目标运行数据加入仿真逻辑,生成所述核电棒控系统的仿真环境;获取与所述测试项相匹配的测试用例,并根据所述测试用例对所述仿真环境中的核电棒控系统进行测试。本发明测试过程中,无需人工参与,减小了人力成本,提高了测试效率。并且仿真环境基于核电棒控系统的真实运行数据(目标运行数据)生成,真实模拟了核电棒控系统的运行环境,对该仿真环境中的核电棒控系统进行测试,能够提高测试有效性和准确率。
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公开(公告)号:CN117054076A
公开(公告)日:2023-11-14
申请号:CN202310987262.0
申请日:2023-08-07
Applicant: 山东核电有限公司 , 国核电力规划设计研究院有限公司
IPC: G01M13/003
Abstract: 本发明公开了一种汽轮机低压缸阀门测试系统和基于该测试系统的测试方法,所述汽轮机低压缸阀门测试系统包括测试模块、调节阀和切换模块,所述测试模块与所述调节阀相连,通过测试模块和切换模块的设置达到控制所述阀门的动作速率,所述测试模块具有第一状态和第二状态,在所述第一状态,所述调节阀的关闭速率大于设定阈值以适于适应汽轮机组的纯凝工况,在所述第二状态,所述调节阀的关闭速率小于设定阈值以适于适应汽轮机组的供热工况;所述切换模块与所述测试模块相连,所述切换模块适于当汽轮机组在纯凝工况和供热工况之间切换时调整所述测试模块。本发明实施例的汽轮机低压缸阀门测试系统具有检测效果较好的优点。
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公开(公告)号:CN114993396B
公开(公告)日:2023-03-14
申请号:CN202210822864.6
申请日:2022-07-14
Applicant: 美核电气(济南)股份有限公司 , 山东核电有限公司
Abstract: 本发明公开一种适用于高温介质的高精度多声道液体超声波流量计,涉及流量测量技术领域,包括:流量测量组件和流量处理组件;所述流量测量组件包括承压管段,以及设于承压管段上的超声波换能器、压力测试元件和温度测试元件;所述承压管段的两端与被测管道连接,在承压管段的两个正交平面上通过正交四声道的安装方式设置超声波换能器,且在每个正交平面上设有温度测试元件;所述流量处理组件基于回波信号得到顺逆流时间差,基于顺逆流时间差得到液体流量,且基于压力信号和温度信号对液体流量进行温压补偿后显示。提高了流量测量的精度。
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公开(公告)号:CN115469061A
公开(公告)日:2022-12-13
申请号:CN202211067252.7
申请日:2022-09-01
Applicant: 国核电力规划设计研究院有限公司 , 山东核电有限公司
IPC: G01N33/00
Abstract: 本发明公开一种节流与加热耦合蒸汽湿度测量系统及方法,通过设置连通蒸汽主管道的第一蒸汽引出管道、与其末端以节流件相连通的第二蒸汽引出管道;并在第一蒸汽引出管道的进气端连接第一测压装置,在其内部设置加热器;同时在第二蒸汽引出管道内连接第二测压装置、测温装置和质量流量计,并在其末端设置排气口。实现了通过获取流入第一蒸汽引出管道内饱和蒸汽的饱和气相焓和饱和液相焓、加热器的电压和电流、流入第二蒸汽引出管道内过热蒸汽的质量流量以及焓值,计算流动饱和蒸汽的湿度,该方法实现了在较低能耗下对大流量、高湿度流动饱和蒸汽湿度的准确测定。同时还具有对杂质容忍度高、成本低廉、不需可视化设备、测量湿度及流量范围广等特点。
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公开(公告)号:CN114485867A
公开(公告)日:2022-05-13
申请号:CN202210110806.0
申请日:2022-01-29
Applicant: 山东核电有限公司
IPC: G01F25/20
Abstract: 本发明公开了一种分段式磁浮子液位计的校验方法。分段式磁浮子液位计的校验方法包括:提供拉升组件;拉升组件与浮筒一一对应;拉升组件包括提手和吊绳,吊绳的第一端固定在提手上;将吊绳自对应的浮筒顶部的出水口伸入浮筒内部,并将吊绳的第二端与磁浮子固定;借助拉升组件依次将浮筒内的磁浮子由浮筒的底部拉升至浮筒的顶部,并保持磁浮子的位置;记录在拉升过程中至少一个磁浮子位于第一预设位置时,获取到的变送器的第一输出信号;将第一输出信号与第一标准电信号进行比较,校验分段式磁浮子液位计是否正常。本发明实施例可以实现对分段式磁浮子液位计简捷高效的校验,并降低校验成本。
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公开(公告)号:CN114575952B
公开(公告)日:2025-05-06
申请号:CN202210171398.X
申请日:2022-02-24
Applicant: 山东核电有限公司 , 国核电力规划设计研究院有限公司 , 上海核工程研究设计院股份有限公司
Abstract: 本申请涉及核能供热机组堆跟机负荷调节方法及系统,所述核能供热机组堆跟机负荷调节方法包括:采集供热机组汽轮机第一级压力信号和抽汽供热流量信号;对采集得到的信号进行预处理,并基于所述与处理后的信号确定汽轮机负荷值;基于所述汽轮机负荷值对供热机组的反应堆功率进行调节。本发明提供的技术方案,不仅解决了常规逻辑回路在机组供热运行过程中反应堆功率与汽轮机负荷值偏差大的问题,提高了控制精准度,同时也解决了多曲线方式运行时因潜在的曲线切换人为操作失误带来的系统扰动,避免了供热负荷变化期间反应堆一回路系统运行参数的波动,提高了核能供热机组供热期间运行的安全性、可靠性。
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