一种蒸汽发生器故障诊断方法

本发明公开了一种蒸汽发生器故障诊断方法,包括以下步骤：通过核电厂蒸汽发生器现有传感器系统,采集蒸汽发生器运行数据；利用核电厂工业总线,实现蒸汽发生器运行数据的实时传输；经过信号处理单元,形成标准化数据；处理后的特征信号,分别传输至历史数据库与蒸汽发生器三维数字孪生模型系统(以下简称,三维数字孪生系统)压力、温度、速度等特征信号；通过三维数字孪生系统中物理引擎实现蒸汽发生器内部运行状况实时模拟；根据计算流体力学模拟与历史数据库,构建蒸汽发生器智能故诊断模型；结合模拟图像通过蒸汽发生器智能故诊断模型,实现蒸汽发生器故障诊断。

2021-11-02

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核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质

本申请涉及一种核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质。所述方法包括：获取壳内压力值和氢气份额；当压力值以及氢气份额,满足壳内压力值与氢气份额的拟合关系时,确定核安全壳存在破损风险；壳内压力值与氢气份额的拟合关系的确定方式,包括：获取核安全壳的运行状态参数、系统配置参数；基于预设壳温度值、壳内压力值、运行状态参数、系统配置参数,确定壳内压力值与氢气份额的拟合关系,壳内压力值与氢气份额的拟合关系包括：壳内压力值与氢气份额的氢气燃烧限值拟合关系,以及壳内压力值与氢气份额的核安全壳严重威胁拟合关系。采用本方法能够提高判断核安全壳是否具有破损风险的精度。

2021-11-02

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一种核电站的优先级选择系统

本发明提供一种核电站的优先级选择系统,设于控制系统和现场设备之间,其包括优选模块,优选模块的数量为多个,一个优选模块对应控制一个现场设备。优选模块分别与控制系统和现场设备连接,用于接收控制系统的各控制指令,并将目标控制指令输出至现场设备,以实现优选控制。优选模块包括CPLD芯片,其用于根据控制指令优先级1E DCS>ECP>DAS>NC DCS预设的优选逻辑对各控制指令处理得到所述目标控制指令。可丰富优先级选择系统的功能,且降低变更维护成本。

2021-10-29

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一种核电厂主回路自动化分析前后处理系统和方法

本发明的目的在于公开一种核电厂主回路自动化分析前后处理系统和方法,包括前处理模块和后处理模块,所述前处理模块用于生成主回路力学分析模型及载荷并进行批量分析,所述后处理模块用于各工况分析数据的提取、包络和组合,进行主管道应力评定、主管道破前漏(LBB)评定、主设备接管载荷评定和主设备支撑载荷评定；与现有技术相比,能够替代原有的手动建模及评定方式,能够实现CAP系列三代核电厂主回路系统力学分析前后处理过程的自动化,提升主管道力学分析的效率和质量,实现本发明的目的。

2021-10-29

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一种核电站的智能监控方法及系统、智能监控服务器

本发明提供一种核电站的智能监控方法,包括：接收核电站仪控系统实时发送的监控数据；根据预设的运行规程目标及实时接收的监控数据,依照预设的运行规程的顺控逻辑调用自动化程序或人工智能程序模型,生成执行运行规程的顺控逻辑中各步骤所需的控制指令；将所述控制指令实时发送至核电站仪控系统执行相应的控制,以实现运行规程的自主执行。相应地,还提供一种核电站的智能监控服务器、智能监控系统。该智能监控方法可解决当前核电站仍需运行人员处理运行规程的现状,用于实现核电站的智能化监控、提高运行效率及安全性。

2021-10-26

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一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法

本发明涉及核电站运行技术与核安全评价技术领域,具体涉及一种用于核电厂稳压器水位整定值的确定方法,包括：获取用于稳压器水位整定值确定的反应堆冷却剂系统的几何参数；确定稳压器在汽腔消除操作前水装量的最小值；确定稳压器水位基准整定值；确定稳压器水位基准整定值确定过程中的误差并计算稳压器水位整定值；稳压器水位整定值的符合性分析验证。该方法基于反应堆冷却剂系统几何参数和仪表误差确定上封头汽腔消除操作规程中涉及到的稳压器水位整定值,简单、合理、准确,指导操作员正确调节和维持稳压器水位,解决现有的核电厂上封头汽腔消除规程中出现的稳压器电加热器裸露烧毁的技术问题。

2021-09-24

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一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置

本发明公开了一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置,该方法包括：S1：获取核电厂事故规程的基准整定值信息；S2：确定事故规程整定值的不确定性,根据基准整定值信息和事故规程整定值的不确定性,采用事故规程整定值方法,计算得到安全壳正常情况下整定值信息、安全壳事故工况下整定值信息；S3：进行事故规程整定值的归纳与合并,得到简化后的整定值信息；S4：根据简化后的整定值信息,进行整定值的验证,判断核电厂是否达到预期效果,若没达到则重复执行步骤S1至S4继续调整,直至产生最优化的事故规程整定值信息。本发明提升了事故规程的应对事故、恢复电厂状态的能力。

2021-09-21

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高温堆冷试期间一回路泄漏率计算方法及装置

本公开提供一种高温堆冷试期间一回路泄漏率计算方法及装置。所述方法包括：根据采集的一回路各温度测点的温度值,计算出每个部件的温度平均值；根据每个所述部件的温度平均值,计算出所述一回路的平均温度、反应堆压力容器的整体温度、蒸汽发生器壳体的整体温度；根据所述一回路的压力测点、所述反应堆压力容器和所述蒸汽发生器壳体的整体温度,计算出所述一回路的本体压力；根据所述一回路的平均温度、所述一回路的本体压力,计算出某时刻所述一回路的气体的质量；根据不同时刻计算出的所述一回路的气体的质量,计算出所述一回路的泄漏率。可以准确测量出高温堆冷试期间一回路的泄漏率,填补了现有技术中无法测量一回路泄漏率的空白。

2021-09-21

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一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统

本发明公开了一种核电厂事故规程定量化分析方法及系统,该方法包括：S1：采用不同层级的工况选取方法,获取事故规程定量化评价的工况谱；S2：根据获取的事故规程定量化评价的工况谱,构建两维度定量化评价体系模型,包括基于初因事件维度的评价体系模型和基于子规程维度的评价体系模型；S3：获取核电厂事故规程定量化分析需求,根据需求,自动选取对应维度的评价体系模型进行核电厂事故规程定量化分析,得到定量化分析结果；进而指导将核电厂逐步引导至预期的状态。本发明从不同角度对事故规程进行全方位的定量化分析,分析评估行之有效,从而为事故规程的设计、论证以及优化提供有力的理论基础。

2021-09-21

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数字化人机接口界面的设计方法及数字化人机接口界面

本发明公开一种事故处理规程的数字化人机接口界面的设计方法,包括：获取执行事故处理规程所需的各个控制和监视操作,并据此确定人机接口界面应显示的各控制功能模块；确定各控制功能模块进行控制和监视的目标信息清单；将各控制功能模块布置在人机接口界面上,并将与各控制功能模块相应的进行控制和监视的目标信息清单布置在各控制功能模块内部。相应地,还提供一种根据该设计方法得到的人机接口界面。该设计方法及界面可使核电厂运行人员在执行事故处理规程时能够快速、准确全面地获取相关信息,减少人因失误,减轻运行人员负担,提高规程执行效率。

2021-09-17

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