公开(公告)号：CN117273495A

公开(公告)日：2023-12-22

申请号：CN202311323309.X

申请日：2023-10-12

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 王伟 ,  张国旭 ,  陈露 ,  何建东 ,  詹文辉

IPC: G06Q10/0637 ,  G06Q10/0635 ,  G06Q10/0639 ,  G06Q50/06

Abstract: 本发明属于核电厂技术领域，提供了一种在建核电厂建造问题评价方法及系统，首先，对建造问题清单中的问题分别进行定量评价和定性评价，得到问题重要度等级；其中，进行定量评价时，考虑了问题所涉及的筑物、系统或/和设备在核电厂总体风险中的贡献程度，以及考虑了问题对筑物、系统或/和设备本身功能实现的影响程度；然后，选取定量评价和定性评价中问题重要度较严重的等级结果作为问题最终等级；实现了对于问题的分级分类评价，能够科学评价建造阶段核电厂发现的内部监督检查问题，能够有效的支持开展在建核电厂的监督检查工作。

公开(公告)号：CN119784131A

公开(公告)日：2025-04-08

申请号：CN202411701755.4

申请日：2024-11-26

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 王伟 ,  陈露 ,  臧小川 ,  钱雅兰 ,  杜东晓 ,  詹文辉 ,  仇永萍 ,  邵舸 ,  张彬彬 ,  胡军涛 ,  卓钰铖 ,  张国旭 ,  王杰 ,  雷文静 ,  张吾航 ,  陈雷 ,  袁露

IPC: G06Q10/0635 ,  G21D3/04

Abstract: 本申请提供了一种热管冷却反应堆设备识别方法、计算设备及存储介质，涉及热管冷却反应堆技术领域。本申请提供的热管冷却反应堆设备识别方法包括：获取影响热管冷却反应堆安全性的第一设备清单；获取影响热管冷却反应堆可靠性的第二设备清单；将包含在所述第一设备清单或所述第二设备清单中的设备作为目标设备，得到目标设备清单。本申请从影响热管冷却反应堆安全性和可靠性两个方面确定影响热管冷却反应堆安全运行的目标设备清单，可全面、有效地识别影响热管冷却反应堆安全运行的设备。

公开(公告)号：CN119025305A

公开(公告)日：2024-11-26

申请号：CN202411501118.2

申请日：2024-10-25

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 陈露 ,  杨波 ,  张彬彬 ,  杜东晓 ,  臧小川 ,  邵舸 ,  王伟

IPC: G06F11/00 ,  G06F18/22

Abstract: 本发明主要涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种核设施可靠性分配方法、装置及计算机可读介质。核设施可靠性分配方法，包括：系统层级任务可靠度分配，系统层级任务可靠度分配包括：基于核设施的规定任务和各系统功能确定待分配系统；根据影响可靠性的因素对各个待分配系统进行评分，并计算每个待分配系统的评分相对比值；构建任务可靠度模型，通过任务可靠度模型确定待分配系统之间的可靠性逻辑关系；根据可靠性逻辑关系和评分相对比值为每个待分配系统分配任务可靠度。本发明以核设施的任务可靠度为目标，按照系统和设备两个层级自上而下的将总任务可靠度逐级分解，分别用定性和定量的方式进行可靠性分配，确定系统和设备的可靠性指标。

公开(公告)号：CN119025305B

公开(公告)日：2025-01-21

申请号：CN202411501118.2

申请日：2024-10-25

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 陈露 ,  杨波 ,  张彬彬 ,  杜东晓 ,  臧小川 ,  邵舸 ,  王伟

IPC: G06F11/00 ,  G06F18/22

Abstract: 本发明主要涉及核反应堆技术领域，尤其涉及一种核设施可靠性分配方法、装置及计算机可读介质。核设施可靠性分配方法，包括：系统层级任务可靠度分配，系统层级任务可靠度分配包括：基于核设施的规定任务和各系统功能确定待分配系统；根据影响可靠性的因素对各个待分配系统进行评分，并计算每个待分配系统的评分相对比值；构建任务可靠度模型，通过任务可靠度模型确定待分配系统之间的可靠性逻辑关系；根据可靠性逻辑关系和评分相对比值为每个待分配系统分配任务可靠度。本发明以核设施的任务可靠度为目标，按照系统和设备两个层级自上而下的将总任务可靠度逐级分解，分别用定性和定量的方式进行可靠性分配，确定系统和设备的可靠性指标。

公开(公告)号：CN116258382A

公开(公告)日：2023-06-13

申请号：CN202211095892.9

申请日：2022-09-08

Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司

Inventor： 陈露 ,  严锦泉 ,  杜东晓 ,  詹文辉 ,  杨英豪 ,  何建东 ,  邵舸 ,  仇永萍 ,  臧小川 ,  雷文静 ,  王杰 ,  张国旭 ,  徐晓燕

IPC: G06Q10/0639 ,  G06Q50/06

Abstract: 本发明公开了一种基于内部水淹PSA的核电厂管道失效后果评估方法，包括：获取目标管道的管道参数，以目标管道为水淹源，确定水淹后所影响的构筑物、系统或部件，以及水淹漫延路径；进行水淹情景分析和水淹后果分析，确定目标管道失效导致的直接影响和间接影响，实现定性分析目标管道失效后果；基于定性分析的结果，对目标管道失效后果进行定量分析，计算堆芯损伤条件概率和放射性早期释放条件概率，确定目标管道失效后果级别，完成管道失效后果评估。本发明通过对管道失效后划分水淹区域、分析水淹情景、分析水淹后果、分析破口隔离可能性，实现对管道失效后果的定性分析，进而得到管道失效后果的准确量化值，提高管道失效后果评估的准确性。