CN103985421B - 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 - Google Patents
反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103985421B CN103985421B CN201410189400.1A CN201410189400A CN103985421B CN 103985421 B CN103985421 B CN 103985421B CN 201410189400 A CN201410189400 A CN 201410189400A CN 103985421 B CN103985421 B CN 103985421B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- signal
- reactor
- threshold
- emergency shut
- nuclear power
- 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.)
- Active
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，包括：产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。与现有技术相比，本发明的第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，充分巧妙地利用该负反馈特性，有效地消除了核电机组丧失全部给水‑未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生，提高了核电机组的安全性。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆控制保护技术领域，更具体地涉及一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法。
背景技术
以CRP1000核电机组为例，当核电机组未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)保护信号发出后，会触发ATWS缓解系统动作，执行以下保护动作：
(1)汽轮机脱扣：使反应堆功率整定为最终功率整定值，用自动调节平均温度(R)棒组和功率调节(G)棒组的方法降低功率，并防止蒸汽发生器烧干；
(2)启动辅助给水系统：向蒸汽发生器供约6％NF的水，以防止蒸汽发生器烧干；
(3)闭锁第三组GCT排放阀：防止蒸汽发生器烧干；
(4)再次发出紧急停堆信号。
但上述CPR1000机组ATWS保护信号及其缓解系统，对于因反应堆调节系统失效(如因机械卡棒、机组处于手动模式等)等原因导致反应堆调节棒组(如温度调节棒组、功率调节棒组等)无法及时有效的插入堆芯这一情况，事故缓解能力有限，无法完全有效的消除一回路系统超压的风险。因为ATWS瞬态时，若反应堆调节棒组无法插入堆芯，堆芯反应性的降低将受到制约，导致一回路系统压力的下降受到一定影响，其结果是在燃料循环的整个寿期内(特别是首循环)发生丧失正常给水-ATWS事故时一回路压力峰值高于最大容许压力，无法满足事故验收准则。
因此，目前的CPR1000机组ATWS保护信号及其缓解系统不足以完全规避ATWS时反应堆一回路系统超压的风险，无法满足相应的事故验收准则，将可能导致严重事故的发生。
发明内容
本发明的目的是提供一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，以有效地消除核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足相应的事故验收准则，避免严重事故的发生，提高核电机组的安全性。
为实现上述目的，本发明提供了一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，包括：
产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；
根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。
与现有技术相比，由于本发明在反应堆未能紧急停堆时所产生的预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号，且第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，使得堆芯反应性降低，堆芯功率下降，进而使得一回路压力、温度升高的趋势有所减缓；同时配合一、二回路间的换热增加，一回路温度、压力也会下降，最终有效地消除了核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生。在本发明的方法中，无需额外增加其他设备便能有效地消除一回路系统超压的风险，且结构简单、易于实现，对核电站事故处理规程(如SOP规程、EOP规程等)的影响较小。另外，本发明还进一步提高了核电机组应对超设计基准事故的能力，对于严重事故的预防及堆芯损伤概率降低，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性。
需要说明的是，对于ATWS瞬态等过热事故，从常规的反应堆热工及传热学概念和思维角度而言，主泵停运理论上应该是更加不利于一回路系统的冷却和压力的下降(ATWS事故时，一回路呈过热状态，主泵的停运导致一回路冷却剂更加迅速的缺失，因此从表面上理解，似乎更不利于一回路系统的冷却和压力的下降)；但是，经过大量瞬态计算分析证明，ATWS瞬态时，主泵停运所带来的一回路温度升高可激发压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性，因此，充分合理的利用主泵停运后所带来的慢化剂的负反馈效应，可使一回路系统压力得到有效得控制。本发明从理论和实际上纠正了固定传统思维的弊端，是ATWS瞬态事故缓解的新思路。另外，本发明验证主泵停运可避免一回路超压的风险所需开展的瞬态计算分析过程主要包括SG水位信号阈值敏感性分析、主泵停运时间敏感性分析，一回路系统压力变化分析、DNBR分析，以及上述各参数的组合变化分析。
具体地，第一类保护动作包括汽轮机脱扣、启动辅助给水系统、闭锁第三组GCT排气阀以及再次发出紧急停堆信号。
在本发明的一实施例中，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号具体包括：
判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值；
当判断结果均为是时，叠加堆功率大于第一阈值所产生的信号及主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成第一类信号；
判断SG窄量程水位是否低于第三阈值；
当判断结果为是时，叠加SG窄量程水位低于第三阈值所产生的信号及第一类信号，以形成第二类信号。
在本发明的另一实施例中，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号具体包括：
判断堆功率是否大于第一阈值、主给水量低于第二阈值及SG窄量程水位是否低于第三阈值；
当判断结果均为是时，叠加三者均为是时所产生的信号以形成预期瞬态保护信号。
在本发明的再一实施例中，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号具体包括：
判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值；
当判断结果均为是时，叠加堆功率大于第一阈值所产生的信号及主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成预期瞬态保护信号。
可选地，第一阈值为30％Pn，第二阈值为6％NF，第三阈值为15％NR。
通过以下的描述并结合附图，本发明将变得更加清晰，这些附图用于解释本发明的实施例。
附图说明
图1为本发明反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法的主流程图。
图2为本发明反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法第一实施例的流程图。
图3为图2的原理示意图。
图4为本发明反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法第二实施例的流程图。
图5为图4的原理示意图。
图6为本发明反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法第三实施例的流程图。
图7为图6的原理示意图。
具体实施方式
现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。
请参考图1，本发明的主流程图包括：
S101，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；
S102，根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运，其中，第一类保护动作包括汽轮机脱扣、启动辅助给水系统、闭锁第三组GCT排气阀以及再次发出紧急停堆信号。
与现有技术相比，由于本发明在反应堆未能紧急停堆时所产生的预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号，且第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，使得堆芯反应性降低，堆芯功率下降，进而使得一回路压力、温度升高的趋势有所减缓；同时配合一、二回路间的换热增加，一回路温度、压力也会下降，最终有效地消除了核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生。在本发明的方法中，无需额外增加其他设备便能有效地消除一回路系统超压的风险，且结构简单、易于实现，对核电站事故处理规程(如SOP规程、EOP规程等)的影响较小。另外，本发明还进一步提高了核电机组应对超设计基准事故的能力，对于严重事故的预防及堆芯损伤概率降低，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性。
再请参考图2及图3，在本发明的第一实施例中，反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法主要包括：
S201，判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值，其中，第一阈值为30％Pn，第二阈值为6％NF；
S202，当判断结果均为是时，叠加堆功率大于第一阈值所产生的信号及主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成第一类信号，即触发图3中所示的ATWS信号；
S203，判断SG窄量程水位是否低于第三阈值，其中，第三阈值为15％NR；需要说明的是，根据各核电站机组的不同，主给水流量低(<6％NF)、堆工率高(>30％Pn)、SG低低水位(NR<15％)等阈值的设定及对应的名称可能有所不同，需结合具体机组特点而定；
S204，当判断结果为是时，叠加SG窄量程水位低于第三阈值所产生的信号及第一类信号，以形成第二类信号，即图3中所示的主泵停运信号；
S205，根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。
再请参考图4及图5，在本发明的第二实施例中，该方法包括：
S401，判断堆功率是否大于第一阈值、主给水量低于第二阈值及SG窄量程水位是否低于第三阈值；其中，第一阈值、第二阈值及第三阈值的具体数值与第一实施例相同；
S402，判断结果均为是时，叠加三者均为是时所产生的信号以形成预期瞬态保护信号，即图5中所示的ATWS信号；其中，该预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；
S403，根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。
再请参考图6及图7，在本发明的第三实施例中，该方法包括：
S601，判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值；其中，第一阈值及第二阈值的具体数值与第一实施例相同；
S602，当判断结果均为是时，叠加堆功率大于第一阈值所产生的信号及主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成预期瞬态保护信号，即图7中所示的ATWS信号；其中，该预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；
S603，根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。
需要说明的是，本发明ATWS缓解系统中主泵停运的台数可根据各电站机组特点并结合相关事故分析而定，如所有主泵均停运，如不同时刻停运若干数量的主泵等；主泵停运的具体时间(含仪表信号延迟时间等)需结合机组特点及相关事故分析而定，如ATWS瞬态开始后0～200s范围内的某时刻，典型的时刻可考虑第67s、第68s等；
本发明原理示意图(图3、5、7)中，ARE049MD、ARE050MD、ARE051MD表征主给水流量的信号监测仪表及参数，各电站相应编号、数量、及组合逻辑可能有所不同，如2/3组合逻辑等；RPN013MA、RPN023MA表征堆工率测量的信号监测仪表及参数，各电站相应编号、数量及组合逻辑可能有所不同，如2/2组合逻辑等；测量SG低低水位信号的仪表数量及组合逻辑根据电站特点有所不同，如2/4组合逻辑等。
从以上描述可以看出，本发明的方法具备以下优点：
1、由于本发明在反应堆未能紧急停堆时所产生的预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号，且第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，使得堆芯反应性降低，堆芯功率下降，进而使得一回路压力、温度升高的趋势有所减缓；同时配合一、二回路间的换热增加，一回路温度、压力也会下降，最终有效地消除了核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生；
2、本发明可在原有ATWS保护信号及缓解系统的基础上进行改进，充分巧妙地利用了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性，无需额外增加其他设备便能有效地消除一回路系统超压的风险，且结构简单、易于实现，因此在实施该改进过程中，对核电站事故处理规程(如SOP规程、EOP规程等)的影响较小，只需结合相应的事故状态(或事件)，增加SG水位判断窗口、主泵停运判断逻辑和主泵停运措施即可；
3、本发明还进一步提高了核电机组应对超设计基准事故的能力，对于严重事故的预防及堆芯损伤概率降低，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性；
4、本发明对于CPR1000、ACPR10000、ACPR1000+、ACP1000、华龙等类型的压水堆核电机组具有一定的通用性和相应的指导意义，可进一步推广应用与其他类型的核电机组。
另外，需要说明的是，对于ATWS瞬态等过热事故，从常规的反应堆热工及传热学概念和思维角度而言，主泵停运理论上应该是更加不利于一回路系统的冷却和压力的下降(ATWS事故时，一回路呈过热状态，主泵的停运导致一回路冷却剂更加迅速的缺失，因此从表面上理解，似乎更不利于一回路系统的冷却和压力的下降)；但是，经过大量瞬态计算分析证明，ATWS瞬态时，主泵停运所带来的一回路温度升高可激发压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性，因此，充分合理的利用主泵停运后所带来的慢化剂的负反馈效应，可使一回路系统压力得到有效得控制。本发明从理论和实际上纠正了固定传统思维的弊端，是ATWS瞬态事故缓解的新思路。
本发明验证主泵停运可避免一回路超压的风险所需开展的瞬态计算分析过程主要包括SG水位信号阈值敏感性分析、主泵停运时间敏感性分析，一回路系统压力变化分析、DNBR分析，以及上述各参数的组合变化分析。另外，本发明需要结合机组进行大量的ATWS瞬态分析计算，且相应的计算方法中除验证反应堆一回路系统是否超压外，还需要增加验证DNBR是否满足要求。这是本发明专利提出后ATWS瞬态分析方法的新思路，使ATWS瞬态分析更加充分得满足安全分析的要求。
以上结合最佳实施例对本发明进行了描述，但本发明并不局限于以上揭示的实施例，而应当涵盖各种根据本发明的本质进行的修改、等效组合。
Claims (3)
1.一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，其特征在于，包括：
产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，所述预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；
根据所述第一类信号触发第一类保护动作，并根据所述第二类信号触发主泵停运，所述第一类保护动作包括汽轮机脱扣、启动辅助给水系统、闭锁第三组GCT排气阀以及再次发出紧急停堆信号；
其中，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号具体包括：
判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值；
当判断结果均为是时，叠加所述堆功率大于第一阈值所产生的信号及所述主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成所述第一类信号；
判断SG窄量程水位是否低于第三阈值；
当判断结果为是时，叠加所述SG窄量程水位低于第三阈值所产生的信号及所述第一类信号，以形成所述第二类信号。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第一阈值为30％Pn，所述第二阈值为6％NF。
3.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述第三阈值为15％NR。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201410189400.1A CN103985421B (zh) | 2014-05-06 | 2014-05-06 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201410189400.1A CN103985421B (zh) | 2014-05-06 | 2014-05-06 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN103985421A CN103985421A (zh) | 2014-08-13 |
| CN103985421B true CN103985421B (zh) | 2016-09-28 |
Family
ID=51277356
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201410189400.1A Active CN103985421B (zh) | 2014-05-06 | 2014-05-06 | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN103985421B (zh) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104181420B (zh) * | 2014-08-20 | 2017-03-15 | 中广核工程有限公司 | 核电站atws系统的响应时间测试方法和系统 |
| CN108831570B (zh) * | 2018-05-14 | 2021-04-16 | 中广核研究院有限公司 | 一种次临界反应堆系统的紧急停堆系统及方法 |
| CN111061235B (zh) * | 2019-12-20 | 2020-12-15 | 中核控制系统工程有限公司 | 一种具有故障预警功能的dcs设备诊断方法 |
| CN111540485B (zh) * | 2020-05-18 | 2022-02-01 | 中国核动力研究设计院 | 应对核电厂丧失正常给水atws事故的保护系统 |
| CN114251646B (zh) * | 2021-11-15 | 2023-12-26 | 中广核研究院有限公司 | 适用于主泵启停工况的蒸汽发生器液位控制方法 |
| CN115199350A (zh) * | 2022-06-10 | 2022-10-18 | 中广核研究院有限公司 | 压水堆汽轮机保护装置、系统及方法 |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN85108160A (zh) * | 1984-11-13 | 1986-07-16 | 西屋电气公司 | 控制压水堆以防止供水不足时产生过压的方法 |
| CN1032259A (zh) * | 1987-08-24 | 1989-04-05 | 珐玛通公司 | 防止压水核反应堆紧急停堆装置失灵的保护方法 |
| CN102157208A (zh) * | 2010-11-12 | 2011-08-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆保护系统 |
| CN102324258A (zh) * | 2011-06-17 | 2012-01-18 | 中广核工程有限公司 | 一种防止核电站atwt机柜误驱动的方法和系统 |
| CN202948734U (zh) * | 2012-10-25 | 2013-05-22 | 中国核动力研究设计院 | 反应堆atws事故应对系统 |
| CN103426483A (zh) * | 2012-05-24 | 2013-12-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种针对两环路的主泵跳闸逻辑控制方法 |
| CN103700414A (zh) * | 2013-12-10 | 2014-04-02 | 中广核工程有限公司 | 核电站多样性驱动系统及方法 |
| CN104332188A (zh) * | 2013-07-22 | 2015-02-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种丧失正常给水-atws事故下缓解一回路超压的方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02264886A (ja) * | 1989-04-05 | 1990-10-29 | Toshiba Corp | 原子炉出力制御装置 |
| JPH05119189A (ja) * | 1991-10-24 | 1993-05-18 | Toshiba Corp | 原子炉注水流量自動制御装置 |
-
2014
- 2014-05-06 CN CN201410189400.1A patent/CN103985421B/zh active Active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN85108160A (zh) * | 1984-11-13 | 1986-07-16 | 西屋电气公司 | 控制压水堆以防止供水不足时产生过压的方法 |
| CN1032259A (zh) * | 1987-08-24 | 1989-04-05 | 珐玛通公司 | 防止压水核反应堆紧急停堆装置失灵的保护方法 |
| CN102157208A (zh) * | 2010-11-12 | 2011-08-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆保护系统 |
| CN102324258A (zh) * | 2011-06-17 | 2012-01-18 | 中广核工程有限公司 | 一种防止核电站atwt机柜误驱动的方法和系统 |
| CN103426483A (zh) * | 2012-05-24 | 2013-12-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种针对两环路的主泵跳闸逻辑控制方法 |
| CN202948734U (zh) * | 2012-10-25 | 2013-05-22 | 中国核动力研究设计院 | 反应堆atws事故应对系统 |
| CN104332188A (zh) * | 2013-07-22 | 2015-02-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种丧失正常给水-atws事故下缓解一回路超压的方法 |
| CN103700414A (zh) * | 2013-12-10 | 2014-04-02 | 中广核工程有限公司 | 核电站多样性驱动系统及方法 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 大亚湾及岭澳核电站ATWT保护失电风险;郭城;《核动力工程》;20100831;第31卷(第4期);第61-65页 * |
| 秦山核电厂ATWS及其处置研究;孙礼亚 等;《原子能科学技术》;19930731;第27卷(第4期);第295-303页 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN103985421A (zh) | 2014-08-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103985421B (zh) | 反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法 | |
| CN104299661B (zh) | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 | |
| CN104538068B (zh) | 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法 | |
| CN105304148B (zh) | 一种用于核电厂调试试验项目完整性评估的方法 | |
| US20130070887A1 (en) | Reactor adapted for mitigating loss-of-coolant accident and mitigation method thereof | |
| CN104766637B (zh) | 安全注入成套系统 | |
| CN110415848A (zh) | 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统 | |
| CN103700411B (zh) | 核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统 | |
| CN105070329A (zh) | 一种核电站二次侧非能动余热排出系统 | |
| CN110718313A (zh) | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法 | |
| CN113299417A (zh) | 核电厂停堆工况主泵运行时的安注触发方法和装置及系统 | |
| KR101903073B1 (ko) | 원자로냉각재펌프 1대 상실 시 원자로 정지 방지 장치 및 방법 | |
| CN105469840A (zh) | 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统 | |
| KR102552914B1 (ko) | 가압수형 핵 원자로의 정지를 관리하기 위한 방법 | |
| CN101546612B (zh) | 钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法 | |
| Kral | Analysis and Implementation of Design Extension Conditions (DEC) at Czech NPPS and Contribution of DEC to Enhancement of Defense-In-Depth | |
| CN112016185A (zh) | 一种核电厂事故应对系统投运方式设计方法 | |
| Richter et al. | Hydraulics of the tail race surge tank of Gouvães pumped-storage hydropower | |
| KR102455236B1 (ko) | 피동보조급수계통의 불용 열교환수 활용 시스템 | |
| US10079076B2 (en) | Emergency core cooling system for a water-cooled reactor system | |
| KR102273288B1 (ko) | 중수로 정지냉각계통의 고장으로 인해 발생한 설계기준사고 영향 평가 시스템 | |
| Liang et al. | Low temperature overpressurization analysis for CPR1000 | |
| Zhenying et al. | Dimension of the forced vessel water level based on subcooling margin of core outlet coolant in CPR1000 nuclear power plants | |
| Bui et al. | Evaluation of VVER-1200/V-491 Reactor Pressure Vessel integrity during large break LOCA along with SBO using MELCOR 1.8. 6 | |
| Yu et al. | Analysis of IPWR Severe Accident Process Response to SBLOCA |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| CB02 | Change of applicant information |
Address after: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506) Applicant after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Applicant after: China General Nuclear Power Corporation Address before: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506) Applicant before: Zhongkehua Nuclear Power Technology Institute Co., Ltd. Applicant before: China General Nuclear Power Corporation |
|
| COR | Change of bibliographic data | ||
| C14 | Grant of patent or utility model | ||
| GR01 | Patent grant |