RU2459291C1 - Accident control system at npp under conditions of cataclysms - Google Patents

Accident control system at npp under conditions of cataclysms Download PDF

Info

Publication number
RU2459291C1
RU2459291C1 RU2011111765/07A RU2011111765A RU2459291C1 RU 2459291 C1 RU2459291 C1 RU 2459291C1 RU 2011111765/07 A RU2011111765/07 A RU 2011111765/07A RU 2011111765 A RU2011111765 A RU 2011111765A RU 2459291 C1 RU2459291 C1 RU 2459291C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
valves
accident
pipelines
cavity
emergency
Prior art date
Application number
RU2011111765/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Борис Сергеевич Мельников (RU)
Борис Сергеевич Мельников
Original Assignee
Борис Сергеевич Мельников
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Борис Сергеевич Мельников filed Critical Борис Сергеевич Мельников
Priority to RU2011111765/07A priority Critical patent/RU2459291C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2459291C1 publication Critical patent/RU2459291C1/en

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Safety Devices In Control Systems (AREA)

Abstract

FIELD: power industry.
SUBSTANCE: system contains emergency covers, pipelines with gate valves, header pipelines with header gate valves 5, header, ventilation pipe, outlet pipelines with outlet gate valves, outlet ports, external mobile and/or stationary storages of accident gaseous products, port pipelines with gate valves, pressure transmitters, outlet gate valves and control computer with terminal.
EFFECT: higher reliability of the design and controllability of the developed multiple accident on one or more reactors.
3 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при строительстве и модернизации АЭС с несколькими реакторными установками, а также при управлении авариями в условиях промышленных или/и природных катаклизмов.The invention relates to the field of nuclear energy and can be used in the construction and modernization of nuclear power plants with several reactor plants, as well as in the management of accidents in industrial and / or natural disasters.

Известна система вентиляции защитной оболочки ядерного реактора (Патент JP №2809734, МПК6 G21C 9/004, 1998 г.; реферат ИСМ, вып. 99, 1999, №11, с.9), содержащая две ядерные энергетические установки А и В с индивидуальными защитными оболочками, причем сухая и мокрая шахты оболочки А соединены каждая посредством соответствующих трубопроводов через соответствующие клапаны с расположенным в оболочке В компенсатором давления в мокрой шахте, которая посредством соответствующего трубопровода через соответствующий клапан соединена с устройством выброса газов в атмосферу.A known ventilation system for the containment of a nuclear reactor (JP Patent No. 2809734, IPC6 G21C 9/004, 1998; ISM abstract, issue 99, 1999, No. 11, p.9) containing two nuclear power plants A and B with individual protective shells, and the dry and wet shafts of the shell A are each connected by means of corresponding pipelines through the corresponding valves to the pressure compensator in the wet shaft located in the shell B, which is connected through the corresponding pipeline to the gas ejection device in the atmosphere.

Известна система управления аварией для АЭС с несколькими реакторными установками (Патент JP №2915012, МПК6 G21C 9/004, 1999 г.; реферат ИСМ, вып. 99, 2000, №8, с.7), содержащая две ядерные энергетические установки, противоаварийные оболочки которых снабжены датчиками давления и соединены трубопроводом через задвижку, открываемую контроллером при возрастании давления выше заданного значения из-за отказа системы отвода остаточного тепла.A well-known accident management system for nuclear power plants with several reactor installations (JP Patent No. 2915012, IPC6 G21C 9/004, 1999; ISM abstract, issue 99, 2000, No. 8, p.7), containing two nuclear power plants, emergency the shells of which are equipped with pressure sensors and are connected by a pipeline through a valve opened by the controller when the pressure rises above a predetermined value due to a failure of the residual heat removal system.

Наиболее близкой к предлагаемой по технической сущности является система управления аварией для атомной электростанции с несколькими реакторными установками (Патент RU №2178210, МПК7 G21C 9/004, 2002 г.), содержащая противоаварийные оболочки, полости которых сообщены между собой по схеме "каждая с каждой" посредством трубопроводов с задвижками, а посредством коллектора с коллекторными задвижками сообщены с вентиляционной трубой и снабжены датчиками давления, выходы которых и управляющие входы задвижек соединены с соответствующими входами/выходами управляющей ЭВМ, соединенной с терминалом.Closest to the proposed technical essence is the accident management system for a nuclear power plant with several reactor plants (Patent RU No. 2178210, IPC7 G21C 9/004, 2002), containing emergency shells, the cavities of which are interconnected according to the scheme "each with each "through pipelines with valves, and through a manifold with manifold valves, connected to the ventilation pipe and equipped with pressure sensors, the outputs of which and the control inputs of the valves are connected to the corresponding inputs / outputs mi control computer connected to the terminal.

Задачей изобретения является повышение эффективности защиты окружающей среды на АЭС с несколькими реакторными установками при развивающейся множественной аварии на одном и более реакторах в условиях промышленных или/и природных катаклизмов.The objective of the invention is to increase the efficiency of environmental protection at nuclear power plants with multiple reactor installations in the event of a developing multiple accident at one or more reactors in the conditions of industrial and / or natural disasters.

Решение задачи достигается тем, что в системе управления аварией для атомной электростанции, содержащей несколько реакторных установок, каждая из которых заключена в противоаварийную оболочку, в полости которой размещен датчик давления, трубопроводы в количестве, соответствующем схеме сообщения полостей противоаварийных оболочек «каждая с каждой», задвижки, сообщающие одно из окончаний каждого трубопровода с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, вентиляционную трубу, коллектор, сообщающийся с вентиляционной трубой, коллекторные задвижки, каждая из которых сообщается с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, причем выходы датчиков давления и управляющие входы задвижек соединены с соответствующими входами/выходами управляющей ЭВМ, соединенной с терминалом, введены: между другим окончанием каждого трубопровода и полостью другой соответствующей противоаварийной оболочки - дополнительная задвижка; между каждой коллекторной задвижкой и коллектором - последовательно сообщенные дополнительный трубопровод и дополнительная коллекторная задвижка; для каждого реактора - выводные порты, сообщающиеся между собой по схеме «каждый с каждым» посредством введенных портовых трубопроводов с задвижками на окончаниях, сообщающие внешние мобильные или/и стационарные хранилища газообразных продуктов аварии, снабженные датчиками давления, через выходные задвижки и выводной трубопровод с задвижками на окончаниях с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, причем выходы введенных датчиков давления и управляющие входы введенных задвижек соединены с соответствующими входами/выходами управляющей ЭВМ.The solution to the problem is achieved by the fact that in the accident control system for a nuclear power plant containing several reactor installations, each of which is enclosed in an emergency shell, in the cavity of which a pressure sensor is placed, pipelines in the amount corresponding to the communication scheme of the cavities of the emergency shells “each with each”, gate valves communicating one of the ends of each pipeline with the cavity of the corresponding emergency shell, a ventilation pipe, a manifold communicating with the ventilation pipe, collector valves, each of which communicates with the cavity of the corresponding emergency shell, and the outputs of the pressure sensors and control inputs of the valves are connected to the corresponding inputs / outputs of the control computer connected to the terminal, introduced: between the other end of each pipeline and the cavity of the other corresponding emergency shell - an additional valve ; between each collector valve and the collector - additional pipeline and additional collector valve sequentially communicated; for each reactor - output ports communicating with each other according to the “each with each” scheme by means of introduced port pipelines with valves at the ends, communicating with external mobile and / or stationary storage of gaseous accident products equipped with pressure sensors through the output valves and the outlet pipeline with valves at the ends with the cavity of the corresponding emergency shell, and the outputs of the introduced pressure sensors and the control inputs of the introduced valves are connected to the corresponding inputs / output si managing computer.

Дополнительно возможно применение в качестве ЭВМ распределенной вычислительной сети с повышенной отказоустойчивостью, использование в качестве канала передачи сигналов канала, устойчивого к помехам, образующимся в условиях катаклизмов.In addition, it is possible to use as a computer a distributed computer network with increased fault tolerance, to use a channel that is resistant to noise generated during cataclysms as a channel for transmitting signals.

Технический результат состоит в повышении надежности конструкции и управляемости развивающейся множественной аварией на одном или более реакторах.The technical result consists in increasing the reliability of the design and controllability of a developing multiple accident at one or more reactors.

На фиг.1 изображена структурная схема системы для АЭС с двумя реакторными установками.Figure 1 shows the structural diagram of a system for nuclear power plants with two reactor units.

Система содержит противоаварийные оболочки 1, трубопроводы 2 с задвижками 3, коллекторные трубопроводы 4 с коллекторными задвижками 5, коллектор 6, вентиляционную трубу 7, выводные трубопроводы 8 с выводными задвижками 9, выводные порты 10, внешние мобильные или/и стационарные хранилища 11 газообразных продуктов аварии, портовые трубопроводы 12 с задвижками 13, датчики 14 давления, выходные задвижки 15, управляющую ЭВМ 16 с терминалом 17.The system contains emergency shells 1, pipelines 2 with gate valves 3, manifold pipelines 4 with manifold valves 5, manifold 6, ventilation pipe 7, outlet pipelines 8 with outlet valves 9, outlet ports 10, external mobile and / or stationary storage 11 of gaseous accident products , port pipelines 12 with valves 13, pressure sensors 14, output valves 15, a control computer 16 with a terminal 17.

Система работает следующим образом. В штатном режиме, при нормальном давлении в полостях противоаварийных оболочек 1, реализуется программное автоматическое управление, при котором сигналы, поступающие на ЭВМ 16 с выходов датчиков 14 давления соответствуют заданным значениям, а ЭВМ 16 отрабатывает программу общей или последовательно-параллельной вентиляции противоаварийных оболочек 1, подавая на все задвижки соответствующие команды управления; при этом задвижки 3, 9, 13, 15 трубопроводов закрыты, коллекторные задвижки 5 либо закрыты, либо открыты полностью или частично, обеспечивая соответствующую вентиляцию посредством трубопроводов 4, коллектора 6 и вентиляционной трубы 7. В аварийном режиме, в который система переходит при достижении давлением заданного значения внутри хотя бы одной противоаварийной оболочки 1, реализуется программное или/и ручное управление. При программном управлении поступающие на ЭВМ 16 с выходов датчиков 14 давления сигналы, не соответствующие заданным значениям, обрабатываются в ЭВМ 16 по стандартным алгоритмам сбора и обработки данных с идентификацией оптимальной программы (из пакета аварийных программ конкретной АЭС), которая автоматически реализуется в виде следующих команд на задвижки: в начале развития аварии все задвижки закрываются; по мере развития аварии и повышения давления в конкретной противоаварийной оболочке 1 до заданного значения последовательно открываются полностью или частично в зависимости от сигналов датчиков 14 давления задвижки 9 и 15 аварийного реактора и происходит перемещение газообразных продуктов аварии повышенного давления через трубопровод 8 и порт 10 во внешнее хранилище 11 до его заполнения, о чем сигнал с датчика 14 хранилища 11 поступает в ЭВМ 16, которая вырабатывает сигнал закрытия задвижки 15.The system operates as follows. In normal mode, at normal pressure in the cavities of the emergency shells 1, a programmed automatic control is implemented, in which the signals supplied to the computer 16 from the outputs of the pressure sensors 14 correspond to the specified values, and the computer 16 processes a program for general or series-parallel ventilation of the emergency shells 1, giving the corresponding control commands to all valves; while the valves 3, 9, 13, 15 of the pipelines are closed, the collector valves 5 are either closed or fully or partially open, providing adequate ventilation through the pipelines 4, the manifold 6 and the ventilation pipe 7. In emergency mode, into which the system switches when pressure is reached the set value inside at least one emergency shell 1, software or / and manual control is implemented. When programmed, signals arriving on the computer 16 from the outputs of the pressure sensors 14 that do not correspond to the specified values are processed in the computer 16 according to standard algorithms for collecting and processing data with identification of the optimal program (from the emergency program package of a particular nuclear power plant), which is automatically implemented in the form of the following commands on valves: at the beginning of the development of an accident, all valves are closed; as the accident develops and the pressure in a specific emergency shell 1 increases to a predetermined value, they fully or partially open sequentially depending on the signals from the pressure sensors 14 of the shutter 9 and 15 of the emergency reactor and the gaseous products of the high pressure accident move through pipeline 8 and port 10 to the external storage 11 until it is filled, about which the signal from the sensor 14 of the storage 11 enters the computer 16, which generates a signal to close the valve 15.

Если заполненное хранилище 11 является мобильным, оно отсоединяется от порта 10 и заменяется на свободное, задвижка 15 открывается и начинается заполнение свободного мобильного хранилища 11. Заполненные мобильные хранилища перемещаются в пункты обезвреживания продуктов аварии, освобождаются и возвращаются в исходное место и положение. Цикл продолжается до исчерпания запаса мобильных хранилищ.If the filled storage 11 is mobile, it is disconnected from the port 10 and replaced with a free one, the gate valve 15 opens and filling of the free mobile storage 11 begins. The filled mobile storage is moved to the points of neutralization of the accident products, freed and returned to its original place and position. The cycle continues until the stock of mobile storage is exhausted.

При исчерпании запаса мобильных хранилищ или по заполнении стационарного хранилища открываются одна или несколько пар задвижек 13, перенаправляющих продукты аварии от порта 10 аварийного реактора через соответствующие трубопроводы 12 на другие порты 10 и далее через задвижки 15 на другие свободные мобильные или/и стационарные хранилища 11.When the stock of mobile storage is exhausted or when the stationary storage is full, one or more pairs of valves 13 open, redirecting the accident products from port 10 of the emergency reactor through the corresponding pipelines 12 to other ports 10 and then through valves 15 to other free mobile and / or stationary stores 11.

После полного заполнения всех внешних хранилищ при дальнейшем возрастании давления последовательно открываются полностью или частично в зависимости от сигналов датчиков 14 давления пары задвижек 3 для направления продуктов аварии через соответствующие трубопроводы 2 в противоаварийные оболочки других реакторов, по заполнении которых могут открываться пары коллекторных задвижек 5, обеспечивая выход продуктов аварии через соответствующие трубопроводы 4 и коллектор 6 в вентиляционную трубу 7.After full filling of all external storages with a further increase in pressure, in full or in part, depending on the signals of the pressure sensors 14, pairs of gate valves 3 are opened to direct the accident products through the corresponding pipelines 2 to the emergency shells of other reactors, upon filling of which pairs of collector valves 5 can open the output of the accident products through the corresponding pipelines 4 and the collector 6 into the ventilation pipe 7.

Если оказывается, что в связи со сложностью аварии аварийная ситуация автоматически не идентифицируется, то автоматически происходит переход в ручной режим и дальнейшее управление аварией производится посредством терминала 17 дежурным персоналом, который (используя другие, например, экспертные возможности человека и ЭВМ) принимает личные решения о необходимых текущих командах управления на все задвижки, минимизирующие развитие и результаты аварии. Например, при разрыве трубопровода в процессе природных катаклизмов - землетрясения, цунами, оползни, пирокластические явления - в системе предусмотрена возможность его перекрытия путем установки задвижек на обоих его окончаниях и возможность его обхода продуктами аварии по альтернативным направлениям.If it turns out that due to the complexity of the accident, the emergency situation is not automatically identified, then the manual mode is automatically transferred and further control of the accident is carried out through terminal 17 by the on-duty personnel, who (using other, for example, expert capabilities of the person and computer) makes personal decisions about necessary current control commands for all valves, minimizing the development and results of the accident. For example, when a pipeline ruptures during natural disasters - earthquakes, tsunamis, landslides, pyroclastic phenomena - the system provides for the possibility of blocking it by installing valves at both its ends and the possibility of it being bypassed by accident products in alternative directions.

Система может быть выполнена из известных структурных элементов, например, совпадающих по конструкции с представленными в описаниях аналогов. В качестве мобильных хранилищ 11 могут применяться типовые мобильные газгольдеры. В качестве управляющей ЭВМ 16 с терминалом 17 может быть использована как типовая ЭВМ со стандартным программным обеспечением, так и ее многопроцессорный вариант, а также распределенная вычислительная сеть с повышенной отказоустойчивостью. В качестве канала передачи сигналов может быть применен как проводной канал, так и беспроводной, устойчивый к помехам, образующимся в условиях катаклизмов.The system can be made of known structural elements, for example, coinciding in design with the analogues presented in the descriptions. As the mobile storage 11 can be used typical mobile gas tanks. As a control computer 16 with terminal 17, both a typical computer with standard software and its multiprocessor version, as well as a distributed computer network with increased fault tolerance, can be used. As a signal transmission channel, both a wired channel and a wireless channel can be used, which is resistant to interference arising from cataclysms.

Claims (3)

1. Система управления аварией для атомной электростанции, содержащей реакторные установки, каждая из которых заключена в противоаварийную оболочку, в полости которой размещен датчик давления, трубопроводы в количестве, соответствующем схеме сообщения полостей противоаварийных оболочек «каждая с каждой», задвижки, сообщающие одно из окончаний каждого трубопровода с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, вентиляционную трубу, коллектор, сообщающийся с вентиляционной трубой, коллекторные задвижки, каждая из которых сообщается с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, причем выходы датчиков давления и управляющие входы задвижек соединены посредством канала передачи сигналов с соответствующими входами/выходами управляющей ЭВМ, соединенной с терминалом, отличающаяся тем, что между другим окончанием каждого трубопровода и полостью другой соответствующей противоаварийной оболочки введена дополнительная задвижка, между каждой коллекторной задвижкой и коллектором введены последовательно сообщенные дополнительный трубопровод и дополнительная коллекторная задвижка, введены для каждого реактора выводные порты, сообщающиеся между собой по схеме «каждый с каждым» посредством введенных портовых трубопроводов с задвижками на окончаниях, сообщающие внешние мобильные или/и стационарные хранилища газообразных продуктов аварии, снабженные датчиками давления, через выходные задвижки и введенный выводной трубопровод с задвижками на окончаниях, с полостью соответствующей противоаварийной оболочки, причем выходы введенных датчиков давления и управляющие входы введенных задвижек соединены с соответствующими входами/выходами управляющей ЭВМ.1. Accident management system for a nuclear power plant containing reactor facilities, each of which is enclosed in an emergency shell, in the cavity of which a pressure sensor is placed, pipelines in the amount corresponding to the circuit diagram of the cavities of the emergency shells “each with each”, valves, reporting one of the ends each pipeline with a cavity of the corresponding emergency shell, ventilation pipe, manifold in communication with the ventilation pipe, manifold valves, each of which communicates is connected with the cavity of the corresponding emergency shell, and the outputs of the pressure sensors and the control inputs of the valves are connected via a signal transmission channel to the corresponding inputs / outputs of the control computer connected to the terminal, characterized in that an additional valve is introduced between the other end of each pipeline and the cavity of the other corresponding emergency shell , between each collector valve and the collector additional conduit and additional a manifold gate valve, outlet ports are introduced for each reactor, communicating with each other according to the “each with each” scheme by means of introduced port pipelines with valves at the ends, communicating with external mobile and / or stationary storage of gaseous accident products equipped with pressure sensors through output valves and an input outlet pipe with valves at the ends, with a cavity of the corresponding emergency shell, the outputs of the pressure sensors introduced and the control inputs of the introduced valves to connected to respective inputs / outputs control computer. 2. Система управления аварией по п.1, отличающаяся применением в качестве ЭВМ распределенной вычислительной сети с повышенной отказоустойчивостью.2. The accident management system according to claim 1, characterized in using as a computer a distributed computer network with increased fault tolerance. 3. Система управления аварией по п.1, отличающаяся использованием в качестве канала передачи сигналов канала, устойчивого к помехам, образующимся в условиях катаклизмов. 3. The accident control system according to claim 1, characterized in that, as a transmission channel, the signals of the channel are resistant to interference generated under cataclysms.
RU2011111765/07A 2011-03-29 2011-03-29 Accident control system at npp under conditions of cataclysms RU2459291C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011111765/07A RU2459291C1 (en) 2011-03-29 2011-03-29 Accident control system at npp under conditions of cataclysms

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011111765/07A RU2459291C1 (en) 2011-03-29 2011-03-29 Accident control system at npp under conditions of cataclysms

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2459291C1 true RU2459291C1 (en) 2012-08-20

Family

ID=46936804

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011111765/07A RU2459291C1 (en) 2011-03-29 2011-03-29 Accident control system at npp under conditions of cataclysms

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2459291C1 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5091144A (en) * 1990-07-10 1992-02-25 General Electric Company Bwr zero pressure containment
EP0576127A1 (en) * 1992-06-24 1993-12-29 Westinghouse Electric Corporation Staged depressurization system
RU2178210C2 (en) * 2001-04-19 2002-01-10 Ахмад ДУБАР Accident control for nuclear power station incorporating several reactor units
RU2311696C2 (en) * 2003-06-25 2007-11-27 Фраматоме Анп Гмбх Nuclear plant and method for pressure relief in nuclear plant

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5091144A (en) * 1990-07-10 1992-02-25 General Electric Company Bwr zero pressure containment
EP0576127A1 (en) * 1992-06-24 1993-12-29 Westinghouse Electric Corporation Staged depressurization system
RU2178210C2 (en) * 2001-04-19 2002-01-10 Ахмад ДУБАР Accident control for nuclear power station incorporating several reactor units
RU2311696C2 (en) * 2003-06-25 2007-11-27 Фраматоме Анп Гмбх Nuclear plant and method for pressure relief in nuclear plant

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7203154B2 (en) Reactor protection system and how to operate it
CN110366760B (en) Nuclear reactor protection system and method
Rasmussen et al. Classification system for reporting events involving human malfunctions
CN105575448B (en) Nuclear power plant reactor protects system and method for controlling security therein
KR20190073829A (en) Main steam system that reduces the release of radioactive material to the atmosphere under severe accident
KR20170100658A (en) Remote monitoring of critical reactor parameters
KR101937831B1 (en) Apparatus And Method For Artificial Intelligent Accident Response Of Reactor
CN108022658A (en) A kind of containment ventilating system with Yu Haiyang nuclear power platform
RU2459291C1 (en) Accident control system at npp under conditions of cataclysms
CN109166641A (en) Low-level Spent Radioactive gas processing system in a kind of lead bismuth heap
CN203607101U (en) Ventilating-exhausting system of nuclear power containment vessel
RU2178210C2 (en) Accident control for nuclear power station incorporating several reactor units
CN207038190U (en) The run-down detection control apparatus of heat-transfer pipe in a kind of nuclear reactor
CN101106267A (en) Unit thermal control intelligent protection system
CN111354497A (en) Nuclear power station breach accident information diagnosis method
Wilson Jr et al. Advanced control and protection system design methods for modular HTGRs
JP4494564B2 (en) Steam turbine power generation equipment
CN206441542U (en) A kind of isolation valve systems for residual heat removal system
JPS63289488A (en) Pressure controller for containment vessel of nuclear reactor
CN104696940B (en) Gas power station two drags a unit high pressure steam system and on off control method thereof
WO2014090142A1 (en) Circuit accident exhaust system of pressurized water reactor nuclear power plant
Izquierdo et al. Dylam-treta. an approach to protection systems software analysis
Julin et al. Insights from PSA Comparison in Evaluation of EPR Designs
Alblouwy et al. Evaluation of Multiple Steam Generator Tubes Rupture for SMART
CN113421676A (en) Method and device for determining accident procedure setting value of nuclear power plant