CN102163051A - 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统 - Google Patents

一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统 Download PDF

Info

Publication number
CN102163051A
CN102163051A CN2010105828528A CN201010582852A CN102163051A CN 102163051 A CN102163051 A CN 102163051A CN 2010105828528 A CN2010105828528 A CN 2010105828528A CN 201010582852 A CN201010582852 A CN 201010582852A CN 102163051 A CN102163051 A CN 102163051A
Authority
CN
China
Prior art keywords
pressure
hydraulic testing
control
control operation
circuit
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Pending
Application number
CN2010105828528A
Other languages
English (en)
Inventor
周创彬
黄清武
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
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 China General Nuclear Power Corp, Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN2010105828528A priority Critical patent/CN102163051A/zh
Priority to EP11847628.2A priority patent/EP2650884B1/en
Priority to KR1020137014726A priority patent/KR20130137186A/ko
Priority to TR2013/06991T priority patent/TR201306991T1/tr
Priority to PCT/CN2011/075293 priority patent/WO2012075789A1/zh
Publication of CN102163051A publication Critical patent/CN102163051A/zh
Priority to ZA2013/05115A priority patent/ZA201305115B/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

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
    • 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
    • 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
    • Y02PCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P90/00Enabling technologies with a potential contribution to greenhouse gas [GHG] emissions mitigation
    • Y02P90/02Total factory control, e.g. smart factories, flexible manufacturing systems [FMS] or integrated manufacturing systems [IMS]

Landscapes

  • Testing And Monitoring For Control Systems (AREA)

Abstract

本发明适用于核电控制领域,提供了一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统,所述方法包括下述步骤:将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。本发明通过将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作,从而可以直观、快速的对一回路水压试验过程进行控制。

Description

一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统
技术领域
本发明属于核电控制领域,尤其涉及一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统。
背景技术
压水堆核电站主要由压水反应堆、一回路系统和二回路系统等三个部分组成。核裂变是在压力容器内由核燃料组成的反应堆堆芯里进地的。压水堆以低浓缩铀为燃料、轻水为冷却剂和慢化剂。核裂变放出的热量由流经堆内的一回路系统的高压水带出堆外并在蒸器发生器里将热量传递给二回路的水。水受热后产生的蒸汽推动蒸汽轮机,蒸汽轮机则带动发电机发电。
为防止放射性物质外泄的事故,在放射性物质(如裂变产物)和环境之间设置了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。其中由压力容器以及与压力容器相连的管道组成的一回路承压边界,为核电站阻止放射性产物意外释放的第二道屏障。为保证第二道屏障的完整性,在装料前必须对一回路承压边界进行水压试验,将一回路打压到228巴相对压力,在机组商运后,一回路商运后首次水压试验必须在第一次装料结束后30个月内完成,以后每十年进行一次,它将一回路打压到其设计压力的1.2倍,为206巴相对压力。
一回路水压试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验项目,它既是一个试验过程,又是一个运行操作过程,尤其是试验期间各种原因引起的压力波动,需快速查明原因并进行干预。运行操作过程的方便性和安全性取决于人机界面。
核电机组控制系统人机界面的发展分两个阶段。第一阶段,传统主控室阶段,操纵员面对着是直接布置在盘面上显示参数的仪表,灯光报警,操作器等,这些都是硬件设备,控制比较直观和直接。第二阶段,数字化控制系统(DigitalControl System,DCS)控制室,人机界面发生很大变化,操纵员的各项工作是在操纵员工作站上通过画面操作完成的,与传统控制室相比,由于显示设备显示区域的限制,操纵员失去了广阔的视野。在进行水压试验时,如按正常运行时的画面进行控制,其监视参数,报警,操作器等分散在不同的画面上,而且还有外接的试验指示设备,操纵员需要寻找相应不同的控制画面,步骤比较繁琐,执行效率的低下,完全不适应水压试验高风险的需求。
发明内容
本发明实施例的目的在于提供一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法,旨在解决现有的在压水堆一回路水压试验进行控制时直观性差、控制效率低的问题。
本发明实施例是这样实现的,一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法,所述方法包括下述步骤:
将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
本发明实施例的另一目的在于提供一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制系统,所述系统包括信息输出单元、水压试验控制界面和控制操作响应单元,
所述信息输出单元将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
所述控制操作响应单元根据所述水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过所述水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
在本发明实施例中,通过将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作,以直观、快速的对一回路水压试验过程进行控制。
附图说明
图1是本发明第一实施例提供的压水堆一回路水压试验控制方法的实现流程图;
图2是本发明实施例提供的水压试验控制界面的示例图;
图3是本发明第二实施例提供的压水堆一回路水压试验控制方法的实现流程图;
图4是本发明第三实施例提供的压水堆一回路水压试验控制系统的结构框图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
在本发明实施例中,通过将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作,以直观、快速的对一回路水压试验过程进行控制。
本发明提供了一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统:
所述方法包括下述步骤:将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
所述系统包括信息输出单元、水压试验控制界面和控制操作响应单元,
所述信息输出单元将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
所述控制操作响应单元根据所述水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过所述水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
实施例一:
图1示出了本发明实施例提供的一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法的实现流程,详述如下:
在步骤S101中,将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面。
请参阅图2,为本发明实施例提供的水压试验控制界面的其中一个示例。
其中与一回路水压试验相关的关键参数包括但不限于:
一回路压力正常测量宽量程通道(如图2中所示的RCP037MP和RCP039MP);
水压试验专用一回路压力宽、窄量程测量通道(如图2中所示的EHP014MP和EHP015MP);
容积控制箱水位(如图2中所示的RCV011MN和RCV012MN);
一回路加权平均温度(如图2中所示的EHP001VE);
一回路压力变化率(如图2中所述的EHP015VE),其中压力变化率为根据水压试验专用一回路压力宽量程测量通道计算得到压力变化率;
上充流量(如图2中所示的RCV018MD);
下泄流量(如图2中所示的RCV005MD);
下泄压力(如图2中所示的RCV004MP);
主泵轴封注入流量(如图2中所示的RCV021MD、RCV022MD、RCV023MD);
过剩下泄压力(如图2中所示的RCV048MP)等。
在本发明实施例中,一回路压力正常测量宽量程通道采用趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示,使操纵员不仅能直接读到压力数字,还可以直观看到压力变化快慢,并和压力变化率比较,及时调整升压或降压速率。多点的压力显示便于操纵员发现万一出现单一仪表故障并限制其后果。容积控制箱水位同时采用参数和趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示,趋势跟踪的方式使操纵员不仅能直接读到容积控制箱水位数字,还可以直观看到水位变化,水位的异常变化,能使操纵员及时发现一回路可能的异常和流体泄漏,趋势跟踪的水位可和数字显示的水位进行比较,便于发现单一仪表故障并限制其后果。
其中与一回路水压试验相关的控制操作入口包括对设备的控制操作入口以及压力遥控操作入口。
其中对设备的控制操作入口包括但不限于:
一回路主泵(如图2中所示的RCP001PO、RCP002PO、RCP003PO);
上充泵(如图2中所示的RCV001PO、RCV002PO、RCV003PO);
水压试验泵(如图2中所示的8RIS011PO);
上充回路及其阀门(如图2中所示的RCV046VP、RCV048VP、RCV050VP);
下泄回路(如图2中所示的RCV002VP、RCV003VP、RCV004VP、RCV005VP、RCV006VP、RCV007VP、RCV008VP、RCV009VP、RCV010VP、RCV013VP、RCV310VP、RCV082VP);
主泵轴封注入回路(如图2中所述的RCV060VP、RCV061VP、RCV094VP);
过剩下泄和主泵轴封回流回路(如图2中所示的RCV250VP、RCV257VP、RCV258VP、RCV259VP、RCV131VP、RCV231VP、RCV331VP、RCV088VP、RCV089VP);
压力保护回路(如图2中所示的RIS121VP、RIS124VP)。
其中压力遥控操作入口包括但不限于升压和降压操作、稳定压力操作、隔离或者投运下泄孔板、隔离或者投运上充下泄、用过剩下泄和主泵轴封注入控制压力、异常情况下保持压力稳定的操作。
在步骤S102中,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
在本发明实施例中,当需要对一回路水压试验的过程进行控制时,可以先根据水压试验控制界面显示的与一回路水压试验有关的关键参数或者水压试验的具体过程,根据水压试验操作程序,直接在该水压试验控制界面显示的控制操作入口对一回路水压试验的过程进行控制。
在本发明实施例中,由于将与一回路水压试验相关的控制参数、控制操作入口以及重要报警都显示在同一个界面,如水压试验控制界面,这样,在需要对一回路水压试验的过程进行控制时,就可以直接根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作,从而不需要在多个界面之间进行跳转,从而使核电站操作人员可以直观、快速高效的对一回路水压试验的过程进行控制。
实施例二:
图3示出了本发明第二实施例提供的压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法的实现流程,详述如下:
在步骤S201中,设置与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警在水压试验控制界面中的布局。
在本发明实施例中,由于水压试验控制界面的显示区域毕竟有限,为了使显示在该水压试验控制界面上的与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警更加清楚、直观,便于用户快捷的对水压试验过程进行控制和干预,需要预先设置与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警在水压试验控制界面中的布局。
在步骤S202中,将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警按照设置的布局显示在水压试验控制界面。其具体步骤如上所述,在此不再赘述。
在步骤S203中,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。其具体步骤如上所述,在此不再赘述。
以下以一个具体的实例对本发明实施例进行进一步说明。
一回路从排空状态到25巴满水排气合格,所有操作使用与平时正常启动一样的界面,从25巴开始,进入水压试验状态,使用水压试验控制界面对水压试验过程进行运行操作和监视。
请参阅图2所示的水压试验控制界面,以升压操作为例,说明该水压试验控制界面的应用。通过操作该水压试验控制界面显示的上充调节阀RCV046VP,增加上充流量,并在该水压试验控制界面上显示读出的上充流量RCV018MD。通过操作该水压试验控制界面显示的下泄调节阀RCV013VP,减少下泄流量,并在该水压试验控制界面上显示读出的下泄流量RCV005MD。当进入一回路的水流量大于流出一回路的水流量时,一回路压力上升,通过监视显示在该水压试验控制界面的一回路压力趋势跟踪来监视一回路的压力上升趋势,通过监视显示在该水压试验控制界面压力变化率读数,把压力上升速率控制在许可范围内。
当出现异常时,例如压力过高,水压试验超压保护动作、停运水压试验泵,开启RIS 124VP减压,这些都能在该水压试验控制界面直观的看到。
实施例三:
图4示出了本发明实施例提供的压水堆核电站一回路水压试验数字化控制系统的结构,为了便于说明仅示出了与本发明实施例相关的部分。
该系统可以用于核电站的DCS控制室,可以是运行于这些设备内的软件单元、硬件单元或者软硬件相结合的单元,也可以作为独立的挂件集成到这些设备中或者运行于这些设备的应用系统中,其中:
信息输出单元1将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面2。其中与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警包括的具体内容如上所述,在此不再赘述。
其中水压试验控制界面2是一种人机交互界面,用于显示与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警,并检测用户输入的操作指令。
控制操作响应单元3根据该水压试验控制界面2显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面2上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。其具体过程如上所述,在此不再赘述。
在本发明另一实施例中,该系统还包括布局设置单元4。该布局设置单元4设置与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警在水压试验控制界面中的布局。此时,信息输出单元1将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警按照设置的布局显示在水压试验控制界面2。
本领域普通技术人员可以理解,实现上述实施例方法中的全部或部分步骤是可以通过程序来指令相关的硬件来完成,所述的程序可以在存储于一计算机可读取存储介质中,所述的存储介质,如ROM/RAM、磁盘、光盘等。
在本发明实施例中,通过将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面,根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作,从而可以直观、快速的对一回路水压试验过程进行控制。另外,通过设置水压试验控制界面的布局,从而使操作员更直观、清晰的辨认显示在该水压试验控制界面上的与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警,便于用户快捷的对水压试验过程进行控制和干预。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (11)

1.一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法,其特征在于,所述方法包括下述步骤:
将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
根据该水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过该水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
2.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述与一回路水压试验相关的关键参数包括一回路压力正常测量宽量程通道、水压试验专用一回路压力宽、窄量程测量通道、容积控制箱水位、一回路加权平均温度、一回路压力变化率、上充流量、下泄流量、下泄压力、主泵轴封注入流量、过剩下泄压力。
3.如权利要求2所述的方法,其特征在于,所述一回路压力正常测量宽量程通道采用趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示,所述容积控制箱水位同时采用参数和趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示。
4.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述与一回路水压试验相关的控制操作入口包括对设备的控制操作入口以及压力遥控操作入口。
5.如权利要求4所述的方法,其特征在于,所述对设备的控制操作入口包括一回路主泵、上充泵、水压试验泵、上充回路及其阀门、下泄回路、主泵轴封注入回路、过剩下泄和主泵轴封回流回路、压力保护回路,所述压力遥控操作入口包括升压和降压操作、稳定压力操作、隔离或者投运下泄孔板、隔离或者投运上充下泄、用过剩下泄和主泵轴封注入控制压力、异常情况下保持压力稳定的操作。
6.如权利要求1至5任一权利要求所述的方法,其特征在于,所述方法还包括下述步骤:
设置与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警在水压试验控制界面中的布局;此时,
所述将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面的步骤具体为:
将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警按照设置的布局显示在水压试验控制界面。
7.一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制系统,其特征在于,所述系统包括信息输出单元、水压试验控制界面和控制操作响应单元,
所述信息输出单元将与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警均显示在水压试验控制界面;
所述控制操作响应单元根据所述水压试验控制界面显示的关键参数,直接通过所述水压试验控制界面上显示的控制操作入口对一回路水压试验过程进行对应的控制操作。
8.如权利要求7所述的系统,其特征在于,所述与一回路水压试验相关的关键参数包括一回路压力正常测量宽量程通道、水压试验专用一回路压力宽、窄量程测量通道、容积控制箱水位、一回路加权平均温度、一回路压力变化率、上充流量、下泄流量、下泄压力、主泵轴封注入流量、过剩下泄压力。
9.如权利要求8所述的系统,其特征在于,所述一回路压力正常测量宽量程通道采用趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示,所述容积控制箱水位同时采用参数和趋势跟踪的方式在水压试验控制界面显示。
10.如权利要求7所述的系统,其特征在于,所述与一回路水压试验相关的控制操作入口包括对设备的控制操作入口以及压力遥控操作入口,所述对设备的控制操作入口包括一回路主设备、上充泵、水压试验泵、上充回路及其阀门、下泄回路、主泵轴封注入回路、过剩下泄和主泵轴封回流回路、压力保护回路,所述压力遥控操作入口包括升压和降压操作、稳定压力操作、隔离或者投运下泄孔板、隔离或者投运上充下泄、用过剩下泄和主泵轴封注入控制压力、异常情况下保持压力稳定的操作。
11.如权利要求7至10任一权利要求所述的系统,其特征在于,所述系统还包括:
布局设置单元,用于设置与压水堆核电站一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警在水压试验控制界面中的布局;此时,
所述信息输出单元将与一回路水压试验相关的关键参数、控制操作入口以及重要报警按照设置的布局显示在水压试验控制界面。
CN2010105828528A 2010-12-10 2010-12-10 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统 Pending CN102163051A (zh)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2010105828528A CN102163051A (zh) 2010-12-10 2010-12-10 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统
EP11847628.2A EP2650884B1 (en) 2010-12-10 2011-06-03 Information processing method of digital control systems of nuclear power units
KR1020137014726A KR20130137186A (ko) 2010-12-10 2011-06-03 원자력 발전설비 디지털화 제어시스템의 정보처리방법, 장치와 dcs시스템
TR2013/06991T TR201306991T1 (tr) 2010-12-10 2011-06-03 Nükleer güç ünitesi bilgi işlem metodu ve DCS için aletin dijitalleştirilmiş kontrol sistemi.(DCS)
PCT/CN2011/075293 WO2012075789A1 (zh) 2010-12-10 2011-06-03 核电机组数字化控制系统(dcs)及其信息处理方法和装置
ZA2013/05115A ZA201305115B (en) 2010-12-10 2013-07-08 Digitalized control system (dcs) of nuclear power unit, information processing method and device for dcs

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2010105828528A CN102163051A (zh) 2010-12-10 2010-12-10 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN102163051A true CN102163051A (zh) 2011-08-24

Family

ID=44464321

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2010105828528A Pending CN102163051A (zh) 2010-12-10 2010-12-10 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102163051A (zh)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102568629A (zh) * 2012-02-02 2012-07-11 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN102638095A (zh) * 2012-04-24 2012-08-15 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN103400612A (zh) * 2013-07-26 2013-11-20 中广核工程有限公司 核电站不可识别泄漏的预警方法和系统
CN103456378A (zh) * 2012-06-04 2013-12-18 中国核动力研究设计院 一种保护测量通道响应时间的在线自动测试方法
CN103727017A (zh) * 2013-06-27 2014-04-16 四川海普流体技术有限公司 无线通信技术在试压机远程控制中的应用
CN104898638A (zh) * 2015-03-30 2015-09-09 北京广利核系统工程有限公司 一种压水堆核电厂保护系统的定期试验装置
GB2537705A (en) * 2015-04-22 2016-10-26 China Nuclear Power Eng Co Ltd Method and system for supplying power to primary loop of nuclear power plant during hydrostatic test
CN115100914A (zh) * 2022-06-21 2022-09-23 岭澳核电有限公司 一种模拟核电站一回路水压试验方法、系统、计算机设备

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1637672A (zh) * 2003-12-25 2005-07-13 发那科株式会社 数字控制器
US20050222698A1 (en) * 2004-03-30 2005-10-06 Fisher-Rosemount Systems, Inc. Integrated configuration system for use in a process plant
CN1921446A (zh) * 2006-08-18 2007-02-28 上海工业自动化仪表研究所 采用Zigbee无线通讯的核电产品水压试验自动控制系统
US20080082181A1 (en) * 2006-09-29 2008-04-03 Fisher-Rosemount Systems, Inc. Statistical signatures used with multivariate analysis for steady-state detection in a process
CN101460909A (zh) * 2006-04-11 2009-06-17 因文西斯系统公司 系统管理人机界面

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1637672A (zh) * 2003-12-25 2005-07-13 发那科株式会社 数字控制器
US20050222698A1 (en) * 2004-03-30 2005-10-06 Fisher-Rosemount Systems, Inc. Integrated configuration system for use in a process plant
CN101460909A (zh) * 2006-04-11 2009-06-17 因文西斯系统公司 系统管理人机界面
CN1921446A (zh) * 2006-08-18 2007-02-28 上海工业自动化仪表研究所 采用Zigbee无线通讯的核电产品水压试验自动控制系统
US20080082181A1 (en) * 2006-09-29 2008-04-03 Fisher-Rosemount Systems, Inc. Statistical signatures used with multivariate analysis for steady-state detection in a process

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
《中国优秀硕士学位论文全文数据库 信息科技辑》 20080515 朱皓 快堆换料监控系统组态软件和数据库功能的开发 I138-416 , 第5期 *
《控制工程》 20071130 于洪国等 组态软件在油管静水压试验装置中的应用 第14卷, 第6期 *

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102568629B (zh) * 2012-02-02 2014-08-13 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN102568629A (zh) * 2012-02-02 2012-07-11 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN102638095A (zh) * 2012-04-24 2012-08-15 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN102638095B (zh) * 2012-04-24 2015-09-23 中广核工程有限公司 一种核电厂冷态功能试验的供电方法
CN103456378B (zh) * 2012-06-04 2016-12-07 中国核动力研究设计院 一种保护测量通道响应时间的在线自动测试方法
CN103456378A (zh) * 2012-06-04 2013-12-18 中国核动力研究设计院 一种保护测量通道响应时间的在线自动测试方法
CN103727017A (zh) * 2013-06-27 2014-04-16 四川海普流体技术有限公司 无线通信技术在试压机远程控制中的应用
CN103400612A (zh) * 2013-07-26 2013-11-20 中广核工程有限公司 核电站不可识别泄漏的预警方法和系统
CN103400612B (zh) * 2013-07-26 2016-01-13 中广核工程有限公司 核电站不可识别泄漏的预警方法和系统
CN104898638A (zh) * 2015-03-30 2015-09-09 北京广利核系统工程有限公司 一种压水堆核电厂保护系统的定期试验装置
GB2537705A (en) * 2015-04-22 2016-10-26 China Nuclear Power Eng Co Ltd Method and system for supplying power to primary loop of nuclear power plant during hydrostatic test
GB2537705B (en) * 2015-04-22 2019-06-05 China Nuclear Power Eng Co Ltd Method and system for supplying power to primary loop of nuclear power plant during hydrostatic test
CN115100914A (zh) * 2022-06-21 2022-09-23 岭澳核电有限公司 一种模拟核电站一回路水压试验方法、系统、计算机设备
CN115100914B (zh) * 2022-06-21 2024-01-30 岭澳核电有限公司 一种模拟核电站一回路水压试验方法、系统、计算机设备

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102163051A (zh) 一种压水堆核电站一回路水压试验数字化控制方法和系统
CN102080579B (zh) 核电站汽轮发电机组启停控制方法、装置和dcs控制系统
CN101939795B (zh) 确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法、确定系统、计算机程序和相应的载体
Tabadar et al. Simulation of a control rod ejection accident in a VVER-1000/V446 using RELAP5/Mod3. 2
Prošek et al. Long-term station blackout accident analyses of a PWR with RELAP5/MOD3. 3
Yin et al. Simulation of the small modular reactor severe accident scenario response to SBO using MELCOR code
CN102157213B (zh) 一种核电机组数字化总体运行程序的进入方法及系统
Agung et al. Validation of PARCS/RELAP5 coupled codes against a load rejection transient at the Ringhals-3 NPP
Wu et al. Analysis of critical pipe break sizes leading to reactor pressure vessel liquid level collapse and core uncovery with APROS
Kim et al. A passive decay heat removal strategy of the integrated passive safety system (IPSS) for SBO combined with LOCA
Prošek et al. Extended blackout mitigation strategy for PWR
Seok et al. Development of software for the microsimulator for the KO-RI nuclear power plant unit 2
Choi et al. Plant-specific assessment of the natural circulation-induced creep rupture characteristics in the RCS pressure boundary during the SBO accident
Sui et al. Response characteristics of HPR1000 primary circuit under different working conditions of the atmospheric relief system after SBLOCA
Prošek et al. RELAP5/MOD3. 3 analyses for prevention strategy of extended station blackout
Ross et al. Terry Turbopump Analytical Modeling Efforts in Fiscal Year 2016-Progress Report
Cummins et al. Westinghouse AP1000 advanced passive plant
Andreeva et al. Analytical validation of operator actions in case of primary to secondary leakage for VVER-1000/V320
Suh et al. An overview of instrumentation and control systems of a Korea standard nuclear power plant: A signal interface standpoint
Song et al. Current Severe Accident Research and Development Topics for Wolsong PHWR Safety in Korea
Diamond et al. Reactivity accidents: A reassessment of the design-basis events
Gouat Dimensioning the EVITA semi-open loop at BR2 for qualification of full size JHR fuel elements
Yang et al. Research and Development of Validation and Drill System for Full Scope of Severe Accident Management Guideline
Trivedi Application of RELAP/SCDAPSIM for Severe Accident and Safety Analysis of Nuclear Reactor Systems
Prošek Total Loss of Feedwater Analysis of Pressurized Water Reactor Using RELAP5

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20110824

RJ01 Rejection of invention patent application after publication