CN104715800A - 核电厂应急电源供电试验方法及系统 - Google Patents

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周晓川
张立强
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Abstract

本发明公开了一种核电厂应急电源供电试验方法及系统,该方法包括:使一回路系统处于卸压状态;打开稳压器排空阀;提供主泵轴封水;拆除换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯;预设低压安注泵出口阀门开度;在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号;低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路注水;由于拆除了换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯,低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,使得应急电源供电试验在满负荷情况下启动。实施本发明的有益效果是,无需在反应堆压力容器开盖情况下进行,且不受试验执行窗口限制,不会在试验期间对其它调试工作产生制约,可节约调试工期。

Description

核电厂应急电源供电试验方法及系统
技术领域
本发明涉及核电领域,更具体地说,涉及一种核电厂应急电源供电试验方法及系统。
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行的。压水反应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系统的水。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。
现有技术的核电站中,其核安全功能如反应堆的热量排出等仍依赖于电力供应。在反应堆功率运行时若完全失去电力将带来无法接受的后果,最严重情况下可能导致反应堆堆芯熔化和放射性物质泄漏。
为保证可靠的电力供应,现有技术的核电站除了两路独立的厂外电源,还设有一路厂内应急电源(柴油发电机组),以保证在失去所有厂外电源的情况下,厂内应急设备仍可由应急电源供电,将机组后撤至安全状态。
因此,为了保证厂内应急电源柴油发电机在失电事故中,提供可靠电力供应,再应急电源投入运行前,需要对应急电源的供电进行安全试验。
对应急电源的供电进行安全试验主要包括:
(1)在设计阶段:进行失电事故分析,通过理论上评估核电站失电后果是否可接受,模拟事故工况下电站的应急电源供应。
(2)在调试启动阶段:检验现场实际与设计的差异,组织实施应急电源的满负荷启动试验,验证应急配电盘在最大事故负荷(安全注入)情况下,程序带卸载启动时应急电源的响应能力。
在压水堆核电站中,应急电源的满负荷启动试验要求反应堆压力容器顶盖处于打开状态时(模拟漏水),触发安全注入信号。在失去厂外电源后检查厂内应急设备供电情况,以及柴油发电机的响应能力。在工程现场,应急电源满负荷试验必须在开盖冷试Ⅱ阶段执行。
因此,现有技术的应急电源满负荷启动试验,一般安排为开盖冷试阶段的最后一个试验,要求在热试前完成,标准工期48小时。试验对机组状态要求严格,要求反应堆压力容器顶盖打开,且试验期间全场配电系统失电,对其它调试工作产生极大的制约。
由于只有等到应急电源满负荷启动试验全部完成,才能安装反应堆堆内构件,封闭一回路进行热试。而柴油发电机可用一般延误至热试前,处于关键路径的柴油机满负荷启动试验会进一步延误,造成热态功能试延后,延长调试工期。不仅耗费大量人力物力,同时推迟了核电站的并网发电。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于,针对现有技术的上述现有技术的应急电源满负荷启动试验的缺陷,提供一种核电厂应急电源供电试验方法及系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种核电厂应急电源供电试验方法,包括以下步骤:
使一回路系统处于卸压状态;打开稳压器排空阀;提供主泵轴封水;拆除换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯;预设低压安注泵出口阀门开度;
在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号;
低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路注水;低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,使得应急电源供电试验在满负荷情况下启动。
在本发明的核电厂应急电源供电试验方法中,所述方法还包括:在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。。
在本发明的核电厂应急电源供电试验方法中,所述方法还包括:
将换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀开启一定开度,以将一回路系统水位排至预设水位高度。
在本发明的核电厂应急电源供电试验方法中,所述主泵轴封水由核岛除盐水分配系统提供。
在本发明的核电厂应急电源供电试验方法中,所述应急电源为柴油发电机。
一种核电厂应急电源供电试验系统,包括反应堆压力容器、低压安注泵、高压安注泵、换料水箱、应急电源和稳压器,所述换料水箱通过拆除了阀芯的逆止阀连接到高压安注泵入口;所述稳压器包括常开的排空阀;所述低压安注泵的出口阀门具有预设开度;
在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号后,低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路系统注水;低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,且循环流量等于冷端注入流量,使得在满负荷情况下应急电源供电试验启动。
在本发明的核电厂应急电源供电试验系统中,所述应急电源为柴油发电机。
在本发明的核电厂应急电源供电试验系统还包括:用于提供主泵轴封水的核岛除盐水分配系统。
在本发明的核电厂应急电源供电试验系统中,在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。
在本发明的核电厂应急电源供电试验系统中,所述换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀开启一定开度,以将一回路系统水位排至预设水位高度。
实施本发明的核电厂应急电源供电试验方法及系统,具有以下有益效果:无需在反应堆压力容器开盖情况下进行,且不受试验执行窗口限制,不会在试验期间对其它调试工作产生制约,可节约调试工期,减少大量人力物力的耗费。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明,附图中:
图1是本发明实施例的核电厂应急电源供电试验系统的结构示意图;
图2是本发明实施例的核电厂应急电源供电试验方法的流程图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
在本发明的实施例中,核电厂为按照现有技术设计的压水堆核电站,其主要包括:一回路系统、二回路系统和压水反应堆。压水反应堆包括反应堆压力容器、稳压器、控制棒和蒸汽发生器等。高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管,通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水,释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器;水这样不断地在密闭的回路内循环,被称为一回路系统。蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽,推动汽轮发电机做功,把热能转化为电力;做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却,凝结成水返回蒸汽发生器,重新加热成蒸汽;这样的汽水循环过程,被称为二回路系统。
压水堆核电站的一回路系统涉及的设备包括:蒸汽发生器、冷却剂主循环泵、稳压器及主管道等。
当核电设备一回路系统破裂引起失水事故时,由安全注入系统向堆芯注水冷却堆芯。安全注入系统包括:换料水箱、高压安注泵、低压安注泵等。高压安注泵是安注系统的主要设备,当反应堆主回路系统发生中、小破口失水事故时,该泵即应迅速启动,向反应堆内注水,以防止事故的进一步扩大,确保反应堆安全。本发明实施例的核电厂应急供电试验系统即是在安注信号被触发(即由安全注入系统向反应堆内注水),且失去所有厂外电源的情况下,进行应急电源的满负荷供电试验,以验证应急电源的安全性和可靠性。
参见图1为本发明实施例的核电厂应急电源供电试验系统的结构示意图。该系统包括:反应堆压力容器(图中未示出)、低压安注泵2、高压安注泵(图中的RCV2C)、换料水箱1、应急电源(图中未示出)和稳压器(图中未示出)。图1中,换料水箱1通过高压安注泵(图中的RCV2C即表示高压安注泵)向一回路系统注水。低压安注泵2与高压安注泵之间通过电动隔离阀(4、5、6)相连接。换料水箱1通过拆除了阀芯的逆止阀3连接到高压安注泵入口。
在本发明实施例的核电厂应急电源供电试验系统中,试验前,一回路系统处于卸压状态,即试验前不启动高压安注泵;核岛除盐水分配系统提供主泵轴封水;稳压器排空阀被打开(即在试验中稳压器包括常开的排空阀)。由于稳压器用于稳定和调节一回路系统冷却剂的工作压力,避免一回路系统压力过高或过低,以防止一回路系统及设备超压或反应堆内冷却剂压力过低而出现容积沸腾现象,以避免堆芯燃料元件棒过热烧毁的事故。因此,打开稳压器排空阀,使在试验过程中,空气能够排出,避免一回路系统压力过高或过低,保证试验安全。
在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号后,低压安注泵2启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱1取水,以向一回路系统注水。
由于逆止阀3的阀芯被拆除,低压安注泵2出口的水体通过电动隔离阀6、电动隔离阀7、电动隔离阀8回流到低压安注泵2入口形成大流量循环。在本发明的实施例中,在试验前对电动隔离阀4和电动隔离阀5的开度进行预设,使得循环流量等于冷端注入流量,从而即满足向一回路系统注水,又能在满负荷情况下使应急电源(即应急柴油机)供电试验启动。
此外,为了防止应急电源供电试验中,一回路系统意外升压(例如,由于低压安注泵出口水体到低压安注泵入口未形成循环,导致的意外升压),在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。
在本发明的实施例核电厂应急电源供电试验系统中,由于换料水箱1到高压安注泵入口之间的逆止阀3的阀芯被拆除,低压安注泵2就不会向反应堆水池注水(即不会向一回路系统注水),但高压安注泵会以一定流量(120m3/h)向一回路系统注水。因此,需在试验前将换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀打开一定开度,将一回路系统的水位排至预设水位高度(例如,11m)。以使得余热排除系统能够有水体流过,以进行余热(例如,低于60度)排除。
以上描述的是核电厂A列进行试验的过程,应理解,由于B列和A列为相同的结构。因此,B列和A试验过程相同,即:试验前拆除换料水箱1到高压安注泵入口的逆止阀的阀芯,使得低压安注泵启动后,出水口的水体回流到泵入口,形成大流量循环。且在试验前对低压安注泵出口阀门的开度进行预设,使得循环流量等于冷端注入流量,从而即满足向一回路系统注水,又能在满负荷情况下使应急电源(即柴油机发电机)供电试验启动。
参见图2为本发明实施例的核电厂应急电源供电试验方法的流程图,该方法包括以下步骤:
S11、使一回路系统处于卸压状态;打开稳压器排空阀;提供主泵轴封水;拆除换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯;预设低压安注泵出口阀门开度。
步骤S11为试验前的准备步骤,具体的准备步骤包括:
(1)使一回路系统处于卸压状态,即试验前不启动高压安注泵。
(2)打开稳压器排空阀。由于稳压器用于稳定和调节一回路系统冷却剂的工作压力,避免一回路系统压力过高或过低,以防止一回路系统及设备超压或反应堆内冷却剂压力过低而出现容积沸腾现象,以避免堆芯燃料元件棒过热烧毁的事故。因此,打开稳压器排空阀,使在试验过程中,空气能够排出,避免一回路系统压力过高或过低,保证试验安全。
(3)提供主泵轴封水。具体的,由核电厂的核岛除盐水分配系统提供主泵轴封水。
(4)拆除换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯。
(5)预设低压安注泵出口阀门开度。
S12、在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号。
S13、低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路系统注水;低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,使得应急电源供电试验在满负荷情况下启动。
具体的,由于准备步骤中拆除了换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯,因此,低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大量流量循环。且由于准备步骤中预设了低压安注泵出口阀门开度,可使得循环流量等于冷端注入流量。由此,既满足了高压安注泵向一回路系统注水,又达到了安注情况下,应急电源供电试验在满负荷情况下的启动要求。
此外,为了防止应急电源供电试验中,一回路系统意外升压(例如,由于低压安注泵出口水体到低压安注泵入口未形成循环,导致的意外升压),在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。
在本发明的实施例中,由于在试验准备步骤中,换料水箱到高压安注泵入口之间的逆止阀阀芯被拆除,低压安注泵就不会向反应堆水池注水(即不会向一回路系统注水),但高压安注泵会以一定流量(120m3/h)向一回路系统注水。因此,需在试验前将换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀打开一定开度,将一回路系统的水位排至预设水位高度(例如,11m)。以使得余热排除系统能够有水体流过,以进行余热(例如,低于60度)排除。
应理解,核电厂的A列和B列均可采用步骤S11-S14进行试验。
本发明实施例的核电厂应急电源供电试验系统及方法在一回路系统封闭情况下进行安全注入来实现的。由此,本发明实施例的核电厂应急电源供电试验方法使试验脱离了关键路径,不再受硬性试验窗口限制,节约调试工期,减少大量人力物力的耗费。
本发明实施例的核电厂应急电源供电试验系统及方法,无需在反应堆压力容器开盖情况下进行,且不受试验执行窗口限制,不会在试验期间对其它调试工作产生制约,可节约调试工期,运用于核电站的现场调试。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述,但是本发明并不局限于上述的具体实施方式,上述的具体实施方式仅仅是示意性的,而不是限制性的,本领域的普通技术人员在本发明的启示下,在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下,还可做出很多形式,这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种核电厂应急电源供电试验方法,其特征在于,包括以下步骤:
使一回路系统处于卸压状态;打开稳压器排空阀;提供主泵轴封水;拆除换料水箱到高压安注泵入口的逆止阀阀芯;预设低压安注泵出口阀门开度;
在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号;
低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路注水;低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,使得应急电源供电试验在满负荷情况下启动。
2.根据权利要求1所述的核电厂应急电源供电试验方法,其特征在于,所述方法还包括:
在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。
3.根据权利要求1所述的核电厂应急电源供电试验方法,其特征在于,所述方法还包括:
将换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀开启一定开度,以将一回路系统水位排至预设水位高度。
4.根据权利要求1所述的核电厂应急电源供电试验方法,其特征在于,所述主泵轴封水由核岛除盐水分配系统提供。
5.根据权利要求1所述的核电厂应急电源供电试验方法,其特征在于,所述应急电源为柴油发电机。
6.一种核电厂应急电源供电试验系统,包括反应堆压力容器、低压安注泵、高压安注泵、换料水箱、应急电源和稳压器,其特征在于,所述换料水箱通过拆除了阀芯的逆止阀连接到高压安注泵入口;所述稳压器包括常开的排空阀;所述低压安注泵的出口阀门具有预设开度;
在反应堆压力容器扣盖情况下,触发安全注入信号后,低压安注泵启动,为高压安注泵增压,高压安注泵从换料水箱取水,以向一回路系统注水;低压安注泵出口的水体回流到低压安注泵入口形成大流量循环,且循环流量等于冷端注入流量,使得在满负荷情况下应急电源供电试验启动。
7.根据权利要求6所述的核电厂应急电源供电试验系统,其特征在于,所述应急电源为柴油发电机。
8.根据权利要求6所述的核电厂应急电源供电试验系统,其特征在于,所述系统还包括:用于提供主泵轴封水的核岛除盐水分配系统。
9.根据权利要求6所述的核电厂应急电源供电试验系统,其特征在于,在安全注入信号触发期间,通过核电厂电气间对高压安注泵进行应急停运操作。
10.根据权利要求6所述的核电厂应急电源供电试验系统,其特征在于,所述换料水箱与核电厂余热排除系统连通阀开启一定开度,以将一回路系统水位排至预设水位高度。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105427911A (zh) * 2015-11-10 2016-03-23 中广核工程有限公司 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011038891A (ja) * 2009-08-11 2011-02-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 沸騰水型原子力プラント及び原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験方法
KR20110047545A (ko) * 2009-10-30 2011-05-09 한국전력공사 원자력발전소 주급수 배관파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법
CN102195334A (zh) * 2011-05-20 2011-09-21 中国广东核电集团有限公司 一种提高核电站应急电源可靠性的方法和系统
CN202111518U (zh) * 2011-05-20 2012-01-11 中国广东核电集团有限公司 用于核电站水压试验系统和事故后监测系统的应急电源
CN102324757A (zh) * 2011-05-20 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 核电站应急动力电源之蓄能系统的监控方法和系统
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

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2011038891A (ja) * 2009-08-11 2011-02-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 沸騰水型原子力プラント及び原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験方法
KR20110047545A (ko) * 2009-10-30 2011-05-09 한국전력공사 원자력발전소 주급수 배관파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법
CN102195334A (zh) * 2011-05-20 2011-09-21 中国广东核电集团有限公司 一种提高核电站应急电源可靠性的方法和系统
CN202111518U (zh) * 2011-05-20 2012-01-11 中国广东核电集团有限公司 用于核电站水压试验系统和事故后监测系统的应急电源
CN102324757A (zh) * 2011-05-20 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 核电站应急动力电源之蓄能系统的监控方法和系统
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

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
周创彬 等: "以辅助电源为主供电进行核电厂冷态功能试验的分析与措施", 《中国核科学技术进展报告(第三卷)》 *
张颢 等: "核电站应急柴油发电机供安全注入试验在反应堆压力容器封闭工况下的实施", 《中国核科学技术进展报告(第三卷)》 *
曹宁 等: "CPR1000核电站COC(失电)试验风险分析方法研究", 《中国核科学技术进展报告(第二卷)》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105427911A (zh) * 2015-11-10 2016-03-23 中广核工程有限公司 压水堆核电厂厂用电源切换试验的控制方法及控制系统

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Zare et al. Typical steam generator tube rupture (SGTR) effect on thermo-hydraulic parameters of VVER-1000 primary loop
He et al. Analysis of Temporary Cooling Strategy for CPR1000 Power Plant Under Situation Similar to Fukushima Severe Accident
Erlenwein et al. Assessment of Safety-Relevant Aspects of Kraftwerk Union’s 200-MW (thermal) Nuclear District Heating Plant Concept
Sabotinov et al. Thermal-hydraulic analysis of total loss of steam generator feed water in WWER-440
Mori et al. Experiments and analytical simulation work on an innovative steam-injector-driven passive core injection cooling system
Cao et al. Preliminary Study of the Application of PEFS on PCWA
Yan et al. Passive safety systems of advanced nuclear power plant: AP1000
Naitoh et al. Function of Isolation Condenser of Fukushima Unit-1 Nuclear Power Plant
Rebollo et al. Analysis of a Loss of Normal Feedwater ATWS with TRACE 5.0

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