| 序号 | 专利名 | 申请号 | 申请日 | 公开（公告）号 | 公开（公告）日 | 发明人 |
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| 1 | 蒸汽发生器水位控制系统和防止蒸汽发生器水位的振荡的方法 | CN201511005027.0 | 2015-12-29 | CN105741895A | 2016-07-06 | 宋寅浩; 宋明俊; 郑时采; 李周澣; 金臣焕; 金应西 |
| 提供了核电站中用于改进对蒸汽发生器水位的控制以防止蒸汽发生器水位的振荡的方法和系统。通过改进核电站中的给水控制系统，来防止在由于蒸汽发生器水位急剧增加而频繁且反复地开/关高水位优先控制功能时可能导致的核反应堆的蒸汽发生器水位的振荡和因而导致的关闭，可以控制以减小比例积分控制值，并且因此可以控制不输出在停用高水位优先模式之后满足特定条件时或信号指示进入了高水位优先控制模式时的输出。 | ||||||
| 2 | 带有防止饱和蒸汽进入过热器的蒸汽温度的动态矩阵控制 | CN201110236750.5 | 2011-08-15 | CN102374520A | 2012-03-14 | R·A·贝维里吉; R·J·小沃伦 |
| 本发明涉及带有防止饱和蒸汽进入过热器的蒸汽温度的动态矩阵控制。使用动态矩阵控制来控制产生蒸汽的锅炉系统的技术包括防止饱和蒸汽进入过热器部分。动态矩阵控制块使用干扰量的变化率、当前的输出蒸汽温度、以及输出蒸汽设定点作为输入以产生控制信号。防止块基于饱和蒸汽温度和中间蒸汽温度来更改该控制信号。在一些实施例中，基于阈值和/或可调整的函数g(x)来更改该控制信号。经更改的控制信号用于控制现场设备，其至少部分地影响所述锅炉系统的中间蒸汽和输出蒸汽。在一些实施例中，所述防止块被包括在所述动态矩阵控制块中。 | ||||||
| 3 | 用于增压水反应器蒸汽发生器的全范围给水控制系统 | CN99126738.9 | 1999-12-14 | CN1257174A | 2000-06-21 | L·P·西蒙尼 |
| 一种用于增压水蒸汽发生系统的给水控制系统,以及使用该给水控制系统的方法,该增压水蒸气发生系统包括蒸汽发生器,至少一个接收给水控制系统输出信号的给水泵,节流器给水控制阀和排水管给水控制阀,该节流器给水控制阀接收输出信号并且当给水控制系统的功率级在第一预定范围时自动控制蒸汽发生器的给水流量,该排水管给水控制阀接收输出信号并且当功率级在第二预定范围时自动控制蒸汽发生器的给水流量。 | ||||||
| 4 | 自动化分析覆盖验证(AACV) | CN201280047966.X | 2012-09-28 | CN103890774B | 2017-04-19 | Q·V·勒; C·鲍泽; S·比尼 |
| 本发明涉及用来检验在蒸汽发生器管道检查中的完全的分析履盖的系统和方法。该分析由一个自动分析处理进行。该处理包含设置和分析功能。信息被键入设置功能以识别将检查的异常并且为蒸汽发生器管道建模。该验证包括软件验证程序，以检测和识别在分析覆盖内的对于对蒸汽发生器管道的具体部分中的蒸汽发生器管道检查的特定异常或异常的集合的缺口。 | ||||||
| 5 | 核电站蒸汽发生器辅助给水系统 | CN201510802269.6 | 2015-11-18 | CN105469846A | 2016-04-06 | 徐教珅; 王志明; 周亮亮; 范博仁 |
| 本发明公开了一种核电站蒸汽发生器辅助给水系统，其包括通过若干个管道连接成循环回路的储水箱和离心泵，其中，离心泵上游入口处的管道上设有可连接至药品桶的虹吸管，离心泵下游出口处的管道上设有净化装置。本发明核电站蒸汽发生器辅助给水系统中，离心泵入口处设有连接至药品桶内的虹吸管，通过起泵时泵前虹吸将药品加入管道内，利用离心泵动力循环冲洗净化储水箱，实现在线加药，避免了吊装、高处加药等高风险操作，具有安全、方便、快速等优点。离心泵下游出口管道处安装有设有可拆洗滤芯的净化装置，可满足储水箱净化需要。 | ||||||
| 6 | 带有防止饱和蒸汽进入过热器的蒸汽温度的动态矩阵控制 | CN201110236750.5 | 2011-08-15 | CN102374520B | 2015-01-21 | R·A·贝维里吉; R·J·小沃伦 |
| 本发明涉及带有防止饱和蒸汽进入过热器的蒸汽温度的动态矩阵控制。使用动态矩阵控制来控制产生蒸汽的锅炉系统的技术包括防止饱和蒸汽进入过热器部分。动态矩阵控制块使用干扰量的变化率、当前的输出蒸汽温度、以及输出蒸汽设定点作为输入以产生控制信号。防止块基于饱和蒸汽温度和中间蒸汽温度来更改该控制信号。在一些实施例中，基于阈值和/或可调整的函数g(x)来更改该控制信号。经更改的控制信号用于控制现场设备，其至少部分地影响所述锅炉系统的中间蒸汽和输出蒸汽。在一些实施例中，所述防止块被包括在所述动态矩阵控制块中。 | ||||||
| 7 | 自动化分析覆盖验证(AACV) | CN201280047966.X | 2012-09-28 | CN103890774A | 2014-06-25 | Q·V·勒; C·鲍泽; S·比尼 |
| 本发明涉及用来检验在蒸汽发生器管道检查中的完全的分析履盖的系统和方法。该分析由一个自动分析处理进行。该处理包含设置和分析功能。信息被键入设置功能以识别将检查的异常并且为蒸汽发生器管道建模。该验证包括软件验证程序，以检测和识别在分析覆盖内的对于对蒸汽发生器管道的具体部分中的蒸汽发生器管道检查的特定异常或异常的集合的缺口。 | ||||||
| 8 | 核电站主给水控制阀转移期间控制蒸汽发生器水位的系统 | CN201110036465.9 | 2011-01-31 | CN102543235A | 2012-07-04 | 宋明俊; 孙钟柱; 宋寅浩; 李周澣; 黄秉宪; 金恩基; 金雄守 |
| 本发明提出了一种系统和方法，用于根据定时器经过时间来变换比例积分(PI)控制器的增益和积分时间常数，以减小当反应堆功率在低功率段和高功率段之间转移时由于下水管给水阀和节水器给水阀打开程度的突然变化而引起的蒸汽发生器水位过流现象。因此，在反应堆功率在低功率段和高功率段之间转移时的转移时间，减小了蒸汽发生器水位的过流现象。因此，减小了由蒸汽发生器水位的过流现象而引起反应堆停止的可能性，以减轻操作者的负担，并且改善核电站的操作速率和经济可行性。 | ||||||
| 9 | 核电站主给水控制阀转移期间控制蒸汽发生器水位的系统 | CN201110036465.9 | 2011-01-31 | CN102543235B | 2014-11-05 | 宋明俊; 孙钟柱; 宋寅浩; 李周澣; 黄秉宪; 金恩基; 金雄守 |
| 本发明提出了一种系统和方法，用于根据定时器经过时间来变换比例积分(PI)控制器的增益和积分时间常数，以减小当反应堆功率在低功率段和高功率段之间转移时由于下水管给水阀和节水器给水阀打开程度的突然变化而引起的蒸汽发生器水位过流现象。因此，在反应堆功率在低功率段和高功率段之间转移时的转移时间，减小了蒸汽发生器水位的过流现象。因此，减小了由蒸汽发生器水位的过流现象而引起反应堆停止的可能性，以减轻操作者的负担，并且改善核电站的操作速率和经济可行性。 | ||||||
| 10 | 处理核电站的蒸汽发生器管道的方法 | CN201080033217.2 | 2010-06-29 | CN102472647B | 2014-07-16 | Q·V·勒 |
| 一种检查核电站的蒸汽发生器的管道的改进方法包括收集关于每个管道的管板穿越区的历史数据，以便在后续分析中使用，创建新的更简单的信号，从该新信号中已消除了历史伪像。 | ||||||
| 11 | 处理核电站的蒸汽发生器管道的方法 | CN201080033217.2 | 2010-06-29 | CN102472647A | 2012-05-23 | Q·V·勒 |
| 一种检查核电站的蒸汽发生器的管道的改进方法包括收集关于每个管道的管板穿越区的历史数据，以便在后续分析中使用，创建新的更简单的信号，从该新信号中已消除了历史伪像。 | ||||||
| 12 | 用于增压水反应器蒸汽发生器的给水控制系统和方法 | CN99126738.9 | 1999-12-14 | CN1211606C | 2005-07-20 | L·P·西蒙尼 |
| 一种用于增压水蒸汽发生系统的给水控制系统，以及使用该给水控制系统的方法，该增压水蒸气发生系统包括蒸汽发生器，至少一个接收给水控制系统输出信号的给水泵，节流器给水控制阀和排水管给水控制阀，该节流器给水控制阀接收输出信号并且当给水控制系统的功率级在第一预定范围时自动控制蒸汽发生器的给水流量，该排水管给水控制阀接收输出信号并且当功率级在第二预定范围时自动控制蒸汽发生器的给水流量。 | ||||||
| 13 | 压水反应堆蒸汽发生器满功率范围内的给水控制 | CN99123333.6 | 1999-10-22 | CN1157740C | 2004-07-14 | J·E·罗伯特逊; D·R·查里; S·J·威尔科西 |
| 一种用于压水反应堆蒸汽发生系统的给水控制系统及方法，包括第一输入信号，由下水管给水流量压差确定；第二输入信号，由反应堆功率电平确定；第一输出信号，由与蒸汽发生器水位所确定的第三输入信号相结合的所述第一和第二输入信号确定，当蒸汽发生器负荷和反应堆都以第一预定功率电平运行时，自动控制至少一个给水泵和调节从一个或多个给水泵到蒸汽发生器的水流量的指定阀；第二输出信号，由蒸汽发生器水位确定，当所述蒸汽发生器负荷和所述反应堆都以第二预定功率电平运行时，自动控制至少一个起动给水控制阀。 | ||||||
| 14 | 压水反应堆蒸汽发生器满功率范围内的给水控制 | CN99123333.6 | 1999-10-22 | CN1252607A | 2000-05-10 | J·E·罗伯特逊; D·R·查里; S·J·威尔科西 |
| 一种用于压水反应堆蒸汽发生系统的给水控制系统及方法,包括第一输入信号,由下水管给水流量压差确定;第二输入信号,由反应堆功率电平确定;第一输出信号,由与蒸汽发生器水位所确定的第三输入信号相结合的所述第一和第二输入信号确定,当蒸汽发生器负荷和反应堆都以第一预定功率电平运行时,自动控制至少一个给水泵和调节从一个或多个给水泵到蒸汽发生器的水流量的指定阀;第二输出信号,由蒸汽发生器水位确定,当所述蒸汽发生器负荷和所述反应堆都以第二预定功率电平运行时,自动控制至少一个起动给水控制阀。 | ||||||
| 15 | COOLING MEDIUM GENERATING APPARATUS USING STEAM OF NUCLEAR POWER PLANT AND COOLING METHOD THEREFOR | US15746147 | 2016-05-09 | US20180224116A1 | 2018-08-09 | Chang Kun LEE; Hiehil LEE |
| The present invention relates to an apparatus for efficiently and economically generating a cooling medium by using high-temperature and high-pressure steam generated in a nuclear power plant, and cooling method therefor. According to one embodiment of the present invention, the cooling medium generating apparatus provided in a containment vessel of a nuclear power generation facility so as to generate the cooling medium can comprise: a nuclear reactor for heating a coolant by using heat included in the heated coolant; a cooling module for generating the cooling medium by using the steam generated in the steam generator; and a cooling medium supplying pipe of which the end portion is connected to the outside of the containment vessel so as to supply the cooling medium, having been generated in the cooling module, to the outside of the containment vessel. | ||||||
| 16 | Method and apparatus for evaluating repair and remediation alternatives for heat exchangers | US13580334 | 2011-02-25 | US09841184B2 | 2017-12-12 | Marc A. Kreider; Robert D. Varrin, Jr.; Glenn A. White; Velvet D. Moroney |
| A method is provided for evaluating simultaneously the effects of multiple, interdependent heat-exchanger degradation modes for a heat exchanger of a power plant in the context of a series of alternative heat-exchanger remediation strategies. The method includes calculating time-varying predicted future progressions of heat exchanger performance metrics for a plurality of alternative heat-exchanger remediation strategies, and calculating time-varying predicted future progressions of financial metrics describing the accumulated financial benefit of each of the strategies. The calculations may be provided in probabilistic terms. A strategy may then be chosen based, at least in part, on the calculated results. | ||||||
| 17 | Automated analysis coverage verification (AACV) | US13628255 | 2012-09-27 | US09423407B2 | 2016-08-23 | Qui V. Le; Craig Bowser; Stephen Beehner |
| The invention relates to systems and methods for verifying complete analysis coverage in a steam generator tube inspection. The analysis is conducted by an automated analysis process. The process includes setup and analysis functions. Information is entered into the setup function to identify abnormalities to be inspected and to model the steam generator tubes. The verification includes employing a software verification program to detect and identify a gap within analysis coverage for a particular abnormality or set of abnormalities for which the steam generator tube is inspected, in a particular portion of the steam generator tube. | ||||||
| 18 | Method of processing steam generator tubes of nuclear power plant | US12760124 | 2010-04-14 | US09177678B2 | 2015-11-03 | Qui V. Le |
| An improved method of inspecting the tubes of a steam generator of a nuclear reactor involves collecting historic data regarding the tube sheet transition regions of each tube for use during a subsequent analysis to create a new simpler signal from which historic artifacts have been removed. | ||||||
| 19 | Nuclear reactor feed-water system | US11006685 | 2004-12-08 | US20060120502A1 | 2006-06-08 | Hiroaki Tomiki; Takeo Asaka |
| In a reactor feed-water system in which water is fed to a reactor pressure vessel by at least one reactor feed-water pump, a driving power for a feed-water pump drive motor is supplied from a semiconductor power conversion circuit adopting a self-excitation switching device; a reactor water-level detection value, a main steam flow rate detection value and a rector feed-water flow rate detection value are calculated by adding or subtracting these values; and a comparison result between the result of the calculation and a reactor water-level setting signal is given, as current command value to an inverter, to the inverter of the semiconductor power conversion circuit, thereby controlling the revolution number and torque of the feed-water pump drive motor, thus controlling the reactor feed-water flow rate. | ||||||
| 20 | Feedwater control over full power range for pressurized water reactor steam generators | US176799 | 1998-10-22 | US6021169A | 2000-02-01 | James E. Robertson; Deva R. Chari; Stephen J. Wilkosz |
| A feedwater control system and method for a pressurized water reactor steam generating system having first and second output signals. The first output signal is determined by first and second input signals, and, when combined with a third input signal automatically controls at least one feedwater pump and first designated valves which regulate water flow from the one or more feedwater pumps to a steam generator when a steam generator steam load and reactor are operating at a first predetermined power level. The first input signal is determined by a downcomer feedwater flow differential pressure. The second input signal is determined by a reactor power level. The third input signal is determined by a steam generator level. The second output signal, determined by a steam generator water level, automatically controls at least one startup feedwater control valve when the steam generator steam load and the reactor are operating at a second predetermined power level. In a preferred embodiment, the first designated valves include at least one economizer feedwater control valve and at least one downcomer feedwater control valve. Also, in a preferred embodiment, the first predetermined power level is between about 5 and about 20 percent, and the second predetermined power level is between zero and about 5 percent. | ||||||
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