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公开(公告)号：CN103310860B
公开(公告)日：2016-03-30
申请号：CN201310199967.2
申请日：2013-05-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D3/00
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电设计技术领域，具体涉及一种采用数字化人机接口核电厂的事故运行处理显示功能分析方法。该方法根据目前事故处理策略，分析结合事故处理的特点，通过清理整合在事故初期需快速准确的完成事故诊断信息及立即动作操作，以及事故处理中后期稳定机组状态或将机组后撤到安全的后备模式所需完成的相关稳定操作和需监视的相关信息，并通过相关分析研究最终设计确定用于配合事故规程的相关画面，以充分发挥数字化仪控系统在事故处理方面的优势，使主控室操纵员能够快速、准确地获取事故处理所需的相关信息，做出正确判断以帮助核电厂进入安全状态，提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN105097059A
公开(公告)日：2015-11-25
申请号：CN201510458382.7
申请日：2015-07-30
Applicant: 中国核电工程有限公司
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明涉及核电厂系统定期试验项目分析设计方法，包括：(Ⅰ)筛选核电厂系统中需要进行定期试验的系统；(Ⅱ)对需要进行定期试验的系统，确定其需要开展定期试验的项目和内容，并确定项目所涉及的执行不同功能的设备或部件在执行定期试验时所应满足的验收准则；(Ⅲ)确定项目的设备或部件执行定期试验的试验周期，同时按试验项目需要建立定期试验注释。本发明从系统所执行的功能和配置出发，从而筛选出需要进行定期试验的系统，并根据其功能执行的可靠性来分析设计执行定期试验的项目和内容，不仅能确保安全和安全相关的系统、设备和功能可以定期得到检查，从而保证其功能处于正常的状态，同时还可保证运行人员执行定期试验的可行性和有效性。
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公开(公告)号：CN103473730A
公开(公告)日：2013-12-25
申请号：CN201310200096.1
申请日：2013-05-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q90/00
CPC classification number: Y04S10/54
Abstract: 本发明属于核电设计技术领域，具体涉及一种核电厂设计改进或设计差异对《运行技术规范》影响的分析方法。该方法对设计改进和设计差异是否对《运行技术规范》存在影响展开分析，并考虑到经验反馈在核电厂运行中的重要性，在分析设计差异和设计改进对《运行技术规范》影响时，应尽可能全面考虑其他电厂（包括同机型核电厂或其他机型核电厂）中的相关要求。本发明能够最终指导完成新建核电厂的《运行技术规范》，提高核电厂的安全性和经济性。
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公开(公告)号：CN103310860A
公开(公告)日：2013-09-18
申请号：CN201310199967.2
申请日：2013-05-27
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21D3/00
CPC classification number: Y02E30/40
Abstract: 本发明属于核电设计技术领域，具体涉及一种采用数字化人机接口核电厂的事故运行处理显示功能分析方法。该方法根据目前事故处理策略，分析结合事故处理的特点，通过清理整合在事故初期需快速准确的完成事故诊断信息及立即动作操作，以及事故处理中后期稳定机组状态或将机组后撤到安全的后备模式所需完成的相关稳定操作和需监视的相关信息，并通过相关分析研究最终设计确定用于配合事故规程的相关画面，以充分发挥数字化仪控系统在事故处理方面的优势，使主控室操纵员能够快速、准确地获取事故处理所需的相关信息，做出正确判断以帮助核电厂进入安全状态，提高核电厂的安全性。
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公开(公告)号：CN112259274B
公开(公告)日：2024-11-15
申请号：CN202010951562.X
申请日：2020-09-11
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明提供了一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。本发明在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析中长期排热冷却水系统的设计特点和系统调试工作执行的需求，对系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将全面地、高效地验证系统的功能和系统设计目标，为确保该系统在核电厂发生严重事故时充分发挥作用提供了有力保障。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN110931141B
公开(公告)日：2024-10-22
申请号：CN201911106718.8
申请日：2019-11-13
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C17/00
Abstract: 本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统调试方法，该方法根据非能动安全壳热量导出系统的功能构成和部件构成，制定系统调试试验项目；结合试验执行的先决条件和核电现场可创造的外部条件，制定系统调试试验方式；根据非能动安全壳热量导出系统设计的功能、实现功能的方式及其表征的重要指标和参数，制定系统调试试验内容；按照非能动安全壳热量导出系统部件的固态物理联系，并结合各部件所构成功能之间的包络关系，制定系统调试试验的逻辑。本发明能够全面、高效地验证非能动安全壳热量导出系统的功能以及与系统设计目标的符合性，为确保非能动安全壳热量导出系统在核电厂发生超设计基准事故和严重事故时充分发挥其固有作用提供有力保障。
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公开(公告)号：CN112016185B
公开(公告)日：2024-07-19
申请号：CN202010639312.2
申请日：2020-07-06
Applicant: 中国核电工程有限公司
Inventor： 丁小川 , 尚臣 , 孙涛 , 杨晓燕 , 李映林 , 高超 , 刘勇 , 楚济如 , 刘飞 , 史子玉 , 田苗 , 李平 , 田齐伟 , 唐文偲 , 孙朋朋 , 余德诚 , 张兆霖 , 赵子坤 , 陈兆翀
IPC: G06F30/20 , G06Q10/0631 , G06F18/24 , G21D3/06
Abstract: 本发明涉及一种核电厂事故应对系统投运方式设计方法，包括：(1)结合事故分析及核电厂事故处理总原则，根据系统投运紧迫性及时效性要求，将事故应对系统的投运方式进行分类；(2)结合系统验收准则、系统投运需求，基于系统投运方式的类型，进行系统具体投运方式的设计，包括自动投运相关的逻辑组合以及手动投运对应的工况及投运准则；(3)结合验收准则进行投运方式设计的验证，并根据验证结果对系统投运方式或系统设计进行调整。本发明方法通过可靠的信号设计，满足了核电厂事故应对的要求，相关设计方法可推广至类似的事故应对系统的投运(包括启动、停运，下同)方式设计。
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公开(公告)号：CN111582667B
公开(公告)日：2024-06-18
申请号：CN202010311406.7
申请日：2020-04-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06Q10/0639 , G06Q50/06 , G06Q10/20 , G21C17/00 , G21D3/00
Abstract: 本发明涉及一种用于核电厂调试试验验收准则的分析方法，该方法以构成核电厂的系统为单位，在由系统功能分析和配置分解所确定的单个系统的所有调试试验项目的基础上，针对每一项调试试验项目进行安全功能分类和技术要求制定，从而确定最终的调试试验验收准则。本发明能够为每项调试试验设计定性和定量化的验收准则，以便为调试人员分析试验过程和结果的正确性提供合理的判据，从而有效地验证系统和设备的性能是否满足设计要求以及性能标准。
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公开(公告)号：CN111753394B
公开(公告)日：2024-05-14
申请号：CN202010429605.8
申请日：2020-05-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G21C17/00 , G21D1/00 , G06F113/08 , G06F119/14
Abstract: 本发明提供了一种先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试的设计方法，包括：(1)分析先进压水堆核电厂的系统配置和功能，对先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能的需求进行分析，制定调试的目的；(2)基于对所述系统配置和功能的梳理分析，根据一回路快速冷却功能的原理，制定该功能的验收准则；(3)基于一回路快速冷却功能调试的验收准则，并结合大气释放阀压力设定值曲线设计调试时间；(4)根据先进压水堆核电厂的系统配置和功能，设计调试试验的初始条件；(5)设计调试过程中的试验内容。本发明填补了先进压水堆核电厂一回路快速冷却功能调试方法的空白，确保了先进压水堆核电厂调试工作的安全性、高效性和有序性。
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公开(公告)号：CN114295300A
公开(公告)日：2022-04-08
申请号：CN202111411075.5
申请日：2021-11-25
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明属于核设施重要可居留区可居留性测试与评价技术领域，具体涉及核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统及方法。其中的核电站主控室可居留区自由容积和内漏量测量系统，用于通过主控室可居留区通风系统对核电站的主控室可居留区的自由容积和内漏量进行测量，包括向主控室可居留区注入示踪气体的示踪气体注入装置，还包括对主控室可居留区内的示踪气体进行收集和分析的示踪气体自动取样装置。本发明能够对核电站主控室可居留区的自由容积进行测试并试验结果进行评价，还能够对核电站主控室可居留区的内漏量进行测试并对试验结果进行评价，为事故工况下主控室可居留区的气密性设计提供参考依据。
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