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公开(公告)号：CN114118722B
公开(公告)日：2024-08-16
申请号：CN202111313446.6
申请日：2021-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明公开了一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，涉及概率安全评价技术领域，其特征在于，包括如下步骤：S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；S2：一次筛选；S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；S4：二次筛选；S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。本发明通过本发明的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。
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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
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。
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公开(公告)号：CN115496319A
公开(公告)日：2022-12-20
申请号：CN202210706371.6
申请日：2022-06-21
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 清华大学
Inventor： 卓钰铖 , 严锦泉 , 仇永萍 , 胡军涛 , 刘鹏 , 李志忠 , 雷文静 , 何建东 , 詹文辉 , 朱桂学 , 刘晶晶 , 谭笑 , 李肇华 , 胡跃华 , 许以全 , 张政铭 , 杜芸 , 陆天庭 , 钱雅兰
Abstract: 本申请提供一种核电厂数字化主控室的人员行为可靠性评估方法及装置，涉及安全分析技术领域，该方法包括：获取潜在核电事故下操作人员的操作行为，以及与操作行为相对应的工作环境信息、事故响应任务和操作人员的工作状态信息；根据预设的多个绩效影响因素所对应的评价准则，确定操作行为对应的修正因子，获取多个修正因子中低于预设阈值的负面修正因子，根据各修正因子和负面修正因子的数量分别确定出诊断失误概率和执行失误概率；根据所述诊断失误概率和执行失误概率，确定针对特定事故情景和数字化主控室环境下的人员失误概率。这样，通过充分考虑操作环境对操作人员在执行任务过程中的影响，可以提高人员行为可靠性评估结果的精确性。
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公开(公告)号：CN103106326B
公开(公告)日：2015-11-25
申请号：CN201210127023.X
申请日：2012-04-27
Applicant: 上海核工程研究设计院
IPC: G06Q50/06
Abstract: 本发明涉及核电厂概率安全评价技术领域，具体公开了一种用于核电设备可靠性Gamma-Poisson模型分布参数的估算方法。该方法包括：1、采集设备运行数据，利用矩法估计获得分布参数的初步估计值；2、根据估计值选取分布参数α的一组备选值，并利用似然方程获得分布参数β的一组备选值；3、根据步骤2所获得的分布参数备选值，获取最终的分布参数估计值。该估算方法简便易行、严谨可靠，能够清晰准确地利用核电设备的运行历史数据估算分布参数α和β值；同时，该方法通过控制步长，实现精确度控制，该方法获得的结果优于矩法估计的结果，能够较好地满足工程实际需要。
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公开(公告)号：CN115186986A
公开(公告)日：2022-10-14
申请号：CN202210640372.5
申请日：2022-06-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 山东核电有限公司
Inventor： 严锦泉 , 詹文辉 , 王杰 , 何建东 , 李肇华 , 田华宁 , 栾永刚 , 贾龙飞 , 唐国锋 , 杜东晓 , 邵舸 , 喻章程 , 吴季云 , 石冬冬 , 张琴芳 , 张彬彬 , 仇永萍 , 胡军涛 , 张国旭 , 常帅飞 , 臧小川 , 雷文静
Abstract: 本申请提供一种核电厂维修配置风险定量评估系统、方法、计算机设备及可读存储介质，用户输入需要进行评估的核电厂维修轮次，调取与该维修轮次相关的信息，获取时间节点集中任一时刻对应的大修主隔离工单中的主隔离设备清单和大修非主隔离工单中的非主隔离设备清单，从而获取不同核电厂运行状态下的核电厂配置组合进行定量计算，能够准确得到核电厂全周期维修配置的风险水平，进而实现对该维修轮次的维修方案的深度优化，提升核电厂维修配置风险管理的科学性，在保证安全性的同时缩短大修时间，提高核电厂经济效益。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN114154832A
公开(公告)日：2022-03-08
申请号：CN202111422733.0
申请日：2021-11-26
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明涉及安全评估技术领域，具体公开了一种评估飞机坠毁至核电厂厂址频率的计算方法，第一步，将核电厂厂址范围等效为一个能最小化包络核电厂厂址范围的矩形设施，并计算该矩形设施的有效面积；第二步，结合核电厂特定信息，明确核电厂附近的所有机场的相关信息，计算飞机坠毁至核电厂厂址频率。该计算方法能够评估机场起降过程中的飞机以及航线上飞行中的飞机坠毁至核电厂厂址范围内的频率，解决核电厂飞机撞击概率安全评价PSA的技术难点，为建立核电厂飞机撞击PSA奠定了基础，对推动核电厂PSA安全技术和经济技术成熟，提供商业竞争力具有重要意义。
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公开(公告)号：CN114118722A
公开(公告)日：2022-03-01
申请号：CN202111313446.6
申请日：2021-11-08
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司
Abstract: 本发明公开了一种筛选得到需开展风险定量化的叠加始发事件组合的方法，涉及概率安全评价技术领域，其特征在于，包括如下步骤：S1：确定目标核电厂的独立始发事件清单及发生频率；S2：一次筛选；S3：建立评估矩阵表，评估两两叠加事件发生频率；S4：二次筛选；S5：建立评估矩阵表，评估叠加事件组合发生频率；S6：重复上述第三步和第四步，直至所有的事件组合都能被筛选掉；S7：整理筛选保留下来的事件组合，形成组合清单。本发明通过本发明的方法，将在PSA中定量模化始发事件叠加影响的组合数量控制在可接受范围，为后续定量化此类事件组合的风险贡献奠定基础。
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公开(公告)号：CN119515086A
公开(公告)日：2025-02-25
申请号：CN202510083397.3
申请日：2025-01-20
Applicant: 上海核工程研究设计院股份有限公司
IPC: G06Q10/0635 , G06Q50/06
Abstract: 本发明的实施例提供了一种确定实际消除堆芯熔化概率的方法，涉及核电厂安全领域。旨在改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。确定实际消除堆芯熔化概率的方法包括：控制核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年，在核电厂堆芯熔化频率小于或等于1E‑8/堆年的情况下，该核电厂已经实现实际消除堆芯熔化，该核电厂的堆芯熔化风险可以忽略，从而改善实现实际消除堆芯熔化的要求不够明确的问题。
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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
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。
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公开(公告)号：CN114140001A
公开(公告)日：2022-03-04
申请号：CN202111485422.9
申请日：2021-12-07
Applicant: 上海核工程研究设计院有限公司 , 华能山东石岛湾核电有限公司
Inventor： 胡跃华 , 詹文辉 , 胡军涛 , 仇永萍 , 张琴芳 , 许以全 , 陆天庭 , 杨亚军 , 张政铭 , 卓钰铖 , 雷文静 , 王杰 , 何建东 , 喻章程 , 李志容 , 陈选相 , 吴静 , 于洋
Abstract: 本发明涉及核电厂风险监测技术领域，具体公开了两堆带一机的高温气冷堆核电厂风险监测模型开发方法，包括如下步骤：S1、始发事件分析；S2、事件序列分析；S3、系统故障树分析；S4、部件共因失效分析；S5、人员可靠性分析；S6、事故序列定量化；S7、模型验证；本发明综合考虑了第四代高温气冷堆与二代压水堆的显著差异，首先对两堆带一机模式进行扩展分析，建立双堆平均风险模型，再进行风险监测模型的扩展和转化，反映所有的电厂组态，可以更真实的反映电厂的实时风险，实时反映电厂投运模式、设备状态(运行或者停役)、环境因素等，解决高温气冷堆核电厂运行安全管理的关键科学和技术问题，为高温气冷堆核电厂安全稳定经济运行提供支持。
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