CN110675966B - 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 - Google Patents
一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN110675966B CN110675966B CN201910883407.6A CN201910883407A CN110675966B CN 110675966 B CN110675966 B CN 110675966B CN 201910883407 A CN201910883407 A CN 201910883407A CN 110675966 B CN110675966 B CN 110675966B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- signal
- steam generator
- valve
- heat transfer
- value
- 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
- 238000012546 transfer Methods 0.000 title claims abstract description 44
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 23
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 44
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims abstract description 32
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims abstract description 18
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims abstract description 9
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 15
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 8
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 5
- 230000002457 bidirectional effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 238000004886 process control Methods 0.000 description 2
- 239000010865 sewage Substances 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000003912 environmental pollution Methods 0.000 description 1
- 230000015654 memory Effects 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法,其中,系统包括相互连接的变量数据库和控制单元,变量数据库通过OPC通信从核电站仪控系统读取监测数据,以及传递隔离指令给核电站仪控系统;变量数据库从核电站故障诊断系统获取传热管破裂信号;控制单元对监测数据以及传热管破裂信号进行计算处理,从而得到隔离指令。具体的方法是通过计算使能信号、主蒸汽隔离阀门指令、辅助给水泵供汽阀门指令、排污阀指令和大气释放阀压力更新值,从而得到对应的隔离指令。与现有技术的人工干预操作相比,本发明具有更高的准确性,处理也更及时快速,能够及时可靠地隔离蒸汽发生器,避免人为不可靠性造成的更严重事故。
Description
技术领域
本发明涉及核电站蒸汽发生器事故处理技术领域,尤其是涉及一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法。
背景技术
蒸汽发生器作为核电站一回路与二回路的枢纽,能将一回路冷却剂的热量通过传热管传递给二回路给水,加热给水至沸腾,经过汽水分离后产生驱动汽轮机的干饱和蒸汽。在核电站的实际运行中,一旦传热管发生破裂,就需要及时隔离故障蒸汽发生器,以防止放射性物质泄漏,造成环境污染,目前主要通过人工关闭主蒸汽阀门、给水阀门、排污阀门以及大气释放阀门,以进行隔离蒸汽发生器的操作,这种处理方式的缺点是:从发现故障再到人工操作去关闭阀门,通常需要很长时间,这会使更多的放射性物质排放到环境中;此外,如果人工操作经验不足,导致处理事故不及时、不准确,将引发更加严重的事故。
中国专利CN104879727B提供了一种蒸汽发生器二次侧隔离方法,主要是分别对主蒸汽系统进行封堵、对给水系统进行封堵、对排污系统进行封堵以及关闭蒸汽发生器二次侧贯通的全部边界阀门,以实现蒸汽发生器的完全隔离,该专利能够改善蒸汽发生器的气密性,但其提出的是一种隔离蒸汽发生器的操作方式,且该操作方式依然需要人工进行,并未实现自动、及时、准确隔离蒸汽发生器的目的。
发明内容
本发明的目的就是为了克服上述现有技术存在的缺陷而提供一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法。
本发明的目的可以通过以下技术方案来实现:一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统,包括相互连接的变量数据库和控制单元,所述变量数据库通过OPC(OLE forProcess Control,用于过程控制的对象连接与嵌入)通信与核电站仪控系统双向连接,以从核电站仪控系统读取监测数据,以及传递隔离指令给核电站仪控系统;
所述变量数据库还与核电站故障诊断系统连接,以获取传热管破裂信号;
所述变量数据库将监测数据以及传热管破裂信号传输给控制单元,由控制单元进行计算处理,从而得到隔离指令,其中,隔离指令包括主蒸汽隔离阀门指令、辅助给水泵供汽阀门指令、排污阀指令和大气释放阀压力更新值。
一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的方法,包括以下步骤:
S1、获取核电站监测数据以及传热管破裂信号,其中,监测数据包括停堆信号,蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位和大气释放阀压力设定值;
S2、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S3、判断蒸汽发生器液位数据是否大于或等于第一预设值,得到第一判断结果,结合第一判断结果和使能信号,计算得到主蒸汽隔离阀门指令;
S4、判断蒸汽发生器窄量程水位数据是否大于或等于第二预设值,得到第二判断结果,结合第二判断结果和使能信号,计算得到辅助给水泵供汽阀门指令;
S5、基于使能信号,直接得到对应的排污阀指令;
S6、结合使能信号和大气释放阀压力设定值数据,计算得到大气释放阀压力更新值;
S7、根据主蒸汽隔离阀门指令,控制主蒸汽隔离阀门状态;
根据辅助给水泵供汽阀门指令,控制启动辅助给水泵的供汽阀门状态;
根据排污阀指令,控制排污线阀状态;
根据大气释放阀压力更新值,控制蒸汽发生器管线的大气释放阀的压力数值。
进一步地,所述步骤S2具体是对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算,以得到使能信号,当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时,则使能信号为“1”,否则使能信号为“0”。
进一步地,所述步骤S3具体包括以下步骤:
S31、判断蒸汽发生器液位数据是否大于或等于第一预设值,若判断为是,则第一判断结果为“1”,否则第一判断结果为“0”;
S32、对第一判断结果和使能信号进行逻辑与计算,得到主蒸汽隔离阀门指令,当第一判断结果和使能信号均为“1”时,主蒸汽隔离阀门指令为“1”,否则主蒸汽隔离阀门指令为“0”。
进一步地,所述步骤S31中第一预设值为蒸汽发生器液位正常值的20%。
进一步地,所述步骤S4具体包括以下步骤:
S41、判断蒸汽发生器窄量程水位是否大于或等于第二预设值,若判断为是,则第二判断结果为“1”,否则第二判断结果为“0”;
S42、对第二判断结果和使能信号进行逻辑与计算,得到辅助给水泵供汽阀门指令,当第二判断结果和使能信号均为“1”时,辅助给水泵供汽阀门指令为“1”,否则辅助给水泵供汽阀门指令为“0”。
进一步地,所述步骤S41中第二预设值为水位变送器全量程的15%。
进一步地,所述步骤S5中排污阀指令的信号值与使能信号的信号值相同,当使能信号为“1”时,排污阀指令也为“1”,当使能信号为“0”时,排污阀指令也为“0”。
进一步地,所述步骤S6具体包括以下步骤:
S61、若使能信号为“0”,则执行步骤S62,若使能信号为“1”,则执行步骤S63;
S62、维持大气释放阀压力设定值不变,即大气释放阀压力更新值等于大气释放阀压力设定值;
S63、将大气释放阀压力设定值与预设压力调高值进行相加计算,即得到大气释放阀压力更新值。
进一步地,所述步骤S63中预设压力调高值为0.3MPa。
与现有技术相比,本发明通过自动获取核电站仪控系统的监测数据以及传热管破裂信号,并自动对监测数据和传热管破裂信号进行处理、计算和判断,避免了人工判断处理的延时与失误,能够准确可靠地输出对应的控制阀门指令,从而及时隔离蒸汽发生器,保证核电站的一回路和二回路相互隔离,防止核泄漏事故的发生。
附图说明
图1为本发明的系统结构示意图;
图2为本发明的方法流程图;
图3为实施例中主蒸汽隔离阀门指令的逻辑计算图
图4为实施例中辅助给水泵供汽阀门指令的逻辑计算图;
图5为实施例中排污阀指令的逻辑计算图;
图6为实施例中大气释放阀压力更新值的逻辑计算图;
图中标记说明:1、变量数据库,2、控制单元、3、OPC通信。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。
如图1所示,一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统,包括相互连接的变量数据库1和控制单元2,所述变量数据库通过OPC通信3与核电站仪控系统双向连接,以从核电站仪控系统读取监测数据,以及传递隔离指令给核电站仪控系统;
变量数据库1还与核电站故障诊断系统连接,以获取传热管破裂信号;
变量数据库1将监测数据以及传热管破裂信号传输给控制单元2,由控制单元2进行计算处理,从而得到隔离指令。
本实施例中,具体是在NETCONTROL组态软件平台上搭建变量数据库1和控制单元2,通过OPC通信3实现核电站仪控系统与NETCONTROL组态软件平台之间点对点的通信连接,如图2所示为应用上述系统的隔离蒸汽发生器的方法,包括以下步骤:
S1、获取核电站监测数据以及传热管破裂信号,其中,监测数据包括停堆信号,蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位和大气释放阀压力设定值;
S2、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S3、判断蒸汽发生器液位数据是否大于或等于第一预设值,得到第一判断结果,结合第一判断结果和使能信号,计算得到主蒸汽隔离阀门指令;
S4、判断蒸汽发生器窄量程水位数据是否大于或等于第二预设值,得到第二判断结果,结合第二判断结果和使能信号,计算得到辅助给水泵供汽阀门指令;
S5、基于使能信号,直接得到对应的排污阀指令;
S6、结合使能信号和大气释放阀压力设定值数据,计算得到大气释放阀压力更新值;
S7、根据主蒸汽隔离阀门指令,控制主蒸汽隔离阀门状态;
根据辅助给水泵供汽阀门指令,控制启动辅助给水泵的供汽阀门状态;
根据排污阀指令,控制排污线阀状态;
根据大气释放阀压力更新值,控制蒸汽发生器管线的大气释放阀的压力数值。
实施例使用上述隔离蒸汽发生器方法的过程主要包括以下步骤:
(1)获取核电站运行的状态监测点状态及其数据。
在线实时读取数据,主要读取的数据有停堆信号,蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位、大气释放阀压力设定值以及蒸汽发生器传热管道破裂信号,其中,蒸汽发生器传热管道破裂信号从故障诊断系统读出。
(2)将隔离蒸汽发生器的方法在NETCONTROL组态软件中实现。其实现过程为:
在NETCONTROL中建立与所获取的监测点相应的变量数据库,变量数据库中所建立的变量分别为停堆信号、蒸汽发生器传热管破裂信号、蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位、大气释放阀压力设定值、大气释放阀压力更新值、预设压力调高值、使能信号,将停堆信号、蒸汽发生器传热管破裂信号、大气释放阀压力设定值、蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位设置为输入变量组;将主蒸汽隔离阀指令、汽动辅助给水泵的供汽阀指令、排污线阀指令、大气释放阀压力更新值设置为输出变量组;将预设压力调高值、使能信号设置为中间变量组。在NETCONTROL中建立传热管破裂信号、主蒸汽隔离阀、辅助给水泵阀、排污阀、大气释放阀压力设定值的点名,这些点名与核电站数字仪控系统中点名相同,进而再连接相应的输入、输出变量。在设置完成变量组的基础上,根据基于蒸汽发生器传热管破裂事故后应急处理中的隔离蒸汽发生器方法逻辑图的逻辑关系转换为NETCONTROL系统中的脚本程序。
如图3至图6所示,其中,使能信号Q为蒸汽发生器传热管破裂信号和停堆信号逻辑与计算的结果,图3中H1为蒸汽发生器液位,H0为蒸汽发生器液位正常值的20%,D1为关闭主蒸汽隔离阀指令;图4中L1为蒸汽发生器窄量程水位,L0为水位变送器全量程的15%,D2为关闭汽动辅助给水泵的供汽阀门指令;图5中D3为关闭排污线阀门指令;图6中D4为大气释放阀压力设定值,δ为大气释放阀压力的预设压力调高值。
图3中,当使能信号Q为“1”,蒸汽发生器液位H1达到H0时,高报警输出“1”,两个信号逻辑与的结果为关闭主蒸汽隔离阀指令为“1”,即关闭主蒸汽隔离阀;
图4中,当使能信号Q为“1”,蒸汽发生器窄量程水位L1达到L0时,高报警输出“1”,两个信号逻辑与的结果为关闭汽动辅助给水泵供气阀指令为“1”,即关闭辅助给水泵供气阀;
图5中,当使能信号Q为“1”时,关闭排污阀门指令D3为“1”,即直接关闭排污阀;
图6中,以使能信号Q作为切换条件,当使能信号Q为“1”时,大气释放阀压力设定值在原值基础上加上压力调高值δ作为输出值,即大气释放阀压力更新值;当使能信号Q为“0”时,不需要调高大气释放阀压力设定值,输出原值,即大气释放阀压力更新值保持大气释放阀压力设定值不变,本实施例中,δ为0.3MPa。
(3)基于OPC通信,使得NETCONTROL与核电站数字仪控系统之间实现点对点的通信连接,最终通过自动关闭主蒸汽隔离阀、自动关闭汽动辅助给水泵的供汽阀、自动关闭排污线阀以及自动调高蒸汽发生器管线的大气释放阀的压力定值,达到隔离蒸汽发生器的目的。
综上所述,本发明具有如下优点:
(1)相对于操作人员基于记忆所做出决策的不可靠性,本发明依赖于核电站仪控系统和故障诊断系统的相关数据做出应急处理,这样的应急处理更具准确性和可靠性,本发明的优势不但体现在对事故起因的判断上具有更高的准确性,而且也体现在对事故后处理的快速性上,排除了人为不可靠性所造成的事故后处理。
(2)相对于人工干预操作,本发明具有快速性的优势。由于核电系统的复杂性,超出一般操作员的能力,容易导致事故处理不及时,本发明则能够直接根据核电站仪控系统和故障诊断系统的相关数据,快速并且准确进行事故后自动应急处理,在准确确定传热管破裂事故后,及时可靠地隔离蒸汽发生器,是核电站一回路与二回路之间被隔离出来,从而防止核泄漏。
Claims (4)
1.一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的方法,应用于一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统,其特征在于,所述系统包括相互连接的变量数据库和控制单元,所述变量数据库通过OPC通信与核电站仪控系统双向连接,以从核电站仪控系统读取监测数据,以及传递隔离指令给核电站仪控系统;
所述变量数据库还与核电站故障诊断系统连接,以获取传热管破裂信号;
所述变量数据库将监测数据以及传热管破裂信号传输给控制单元,由控制单元进行计算处理,从而得到隔离指令;
所述方法包括以下步骤:
S1、获取核电站监测数据以及传热管破裂信号,其中,监测数据包括停堆信号,蒸汽发生器液位、蒸汽发生器窄量程水位和大气释放阀压力设定值;
S2、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S3、判断蒸汽发生器液位数据是否大于或等于第一预设值,得到第一判断结果,结合第一判断结果和使能信号,计算得到主蒸汽隔离阀门指令;
S4、判断蒸汽发生器窄量程水位数据是否大于或等于第二预设值,得到第二判断结果,结合第二判断结果和使能信号,计算得到辅助给水泵供汽阀门指令;
S5、基于使能信号,直接得到对应的排污阀指令;
S6、结合使能信号和大气释放阀压力设定值数据,计算得到大气释放阀压力更新值;
S7、根据主蒸汽隔离阀门指令,控制主蒸汽隔离阀门状态;
根据辅助给水泵供汽阀门指令,控制启动辅助给水泵的供汽阀门状态;
根据排污阀指令,控制排污线阀状态;
根据大气释放阀压力更新值,控制蒸汽发生器管线的大气释放阀的压力数值;
所述步骤S2具体是对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算,以得到使能信号,当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时,则使能信号为“1”,否则使能信号为“0”;
所述步骤S3具体包括以下步骤:
S31、判断蒸汽发生器液位数据是否大于或等于第一预设值,若判断为是,则第一判断结果为“1”,否则第一判断结果为“0”;
S32、对第一判断结果和使能信号进行逻辑与计算,得到主蒸汽隔离阀门指令,当第一判断结果和使能信号均为“1”时,主蒸汽隔离阀门指令为“1”,否则主蒸汽隔离阀门指令为“0”;
所述步骤S4具体包括以下步骤:
S41、判断蒸汽发生器窄量程水位是否大于或等于第二预设值,若判断为是,则第二判断结果为“1”,否则第二判断结果为“0”;
S42、对第二判断结果和使能信号进行逻辑与计算,得到辅助给水泵供汽阀门指令,当第二判断结果和使能信号均为“1”时,辅助给水泵供汽阀门指令为“1”,否则辅助给水泵供汽阀门指令为“0”;
所述步骤S5中排污阀指令的信号值与使能信号的信号值相同,当使能信号为“1”时,排污阀指令也为“1”,当使能信号为“0”时,排污阀指令也为“0”;
所述步骤S6具体包括以下步骤:
S61、若使能信号为“0”,则执行步骤S62,若使能信号为“1”,则执行步骤S63;
S62、维持大气释放阀压力设定值不变,即大气释放阀压力更新值等于大气释放阀压力设定值;
S63、将大气释放阀压力设定值与预设压力调高值进行相加计算,即得到大气释放阀压力更新值。
2.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的方法,其特征在于,所述步骤S31中第一预设值为蒸汽发生器液位正常值的20%。
3.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的方法,其特征在于,所述步骤S41中第二预设值为水位变送器全量程的15%。
4.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的方法,其特征在于,所述步骤S63中预设压力调高值为0.3MPa。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201910883407.6A CN110675966B (zh) | 2019-09-18 | 2019-09-18 | 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201910883407.6A CN110675966B (zh) | 2019-09-18 | 2019-09-18 | 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN110675966A CN110675966A (zh) | 2020-01-10 |
CN110675966B true CN110675966B (zh) | 2023-07-04 |
Family
ID=69078189
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201910883407.6A Active CN110675966B (zh) | 2019-09-18 | 2019-09-18 | 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN110675966B (zh) |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN111561690B (zh) * | 2020-05-18 | 2021-12-21 | 中国核动力研究设计院 | 应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法 |
CN111681794B (zh) * | 2020-06-19 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 |
CN112489831B (zh) * | 2020-11-20 | 2021-10-22 | 西安热工研究院有限公司 | 一种用于蒸汽发生器事故排放系统功能验证的测试装置 |
CN112684778B (zh) * | 2020-12-24 | 2022-03-29 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 基于多源信息强化学习蒸汽发生器给水系统诊断方法 |
CN113707349B (zh) * | 2021-09-18 | 2023-06-02 | 福建宁德核电有限公司 | 一种cpr1000机组主蒸汽管线泄漏测量方法及装置 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103050161B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-03-30 | 中国核电工程有限公司 | 辅助给水管线自动隔离的方法 |
CN104538068B (zh) * | 2013-07-22 | 2017-06-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法 |
CN106525397B (zh) * | 2016-10-31 | 2018-10-26 | 上海电力学院 | 一种核电高压加热器故障诊断方法 |
CN109637683A (zh) * | 2018-10-31 | 2019-04-16 | 中国核电工程有限公司 | 一种快堆核电厂三回路系统 |
CN209729520U (zh) * | 2019-04-12 | 2019-12-03 | 西安热工研究院有限公司 | 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统 |
-
2019
- 2019-09-18 CN CN201910883407.6A patent/CN110675966B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN110675966A (zh) | 2020-01-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN110675966B (zh) | 一种传热管破裂事故下隔离蒸汽发生器的系统与方法 | |
CN110718313B (zh) | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法 | |
CN110689973B (zh) | 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 | |
CN104538068A (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 | |
CN107068214B (zh) | 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法 | |
CN110415848B (zh) | 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统 | |
US6021169A (en) | Feedwater control over full power range for pressurized water reactor steam generators | |
CN106683727B (zh) | 一种事故处理中的故障监测方法 | |
CN103700411A (zh) | 核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统 | |
CN111681794B (zh) | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 | |
CN110718312B (zh) | 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法 | |
KR102552914B1 (ko) | 가압수형 핵 원자로의 정지를 관리하기 위한 방법 | |
CN109709832B (zh) | 海洋核动力平台疏水箱控制系统及方法 | |
CN104018894A (zh) | 汽轮机电液控制系统脉动冲击的检查处理方法 | |
CN112309598A (zh) | 一种核电站的超压保护系统和核电站 | |
KR102504841B1 (ko) | 증기발생기 고수위 방지를 위한 안전주입 제어시스템 | |
CN108052019B (zh) | 核电站全范围模拟机流体模型计算溢出的抑制方法及系统 | |
CN214742152U (zh) | 一种换流阀冷却系统主泵模拟测试装置 | |
CN107195343B (zh) | 一种核反应堆中传热管破漏的检测控制装置及方法 | |
CN210245082U (zh) | 一种核电站的超压保护系统和核电站 | |
CN109441561A (zh) | 一种核电机组压水堆超温保护系统及其保护方法 | |
CN116292240A (zh) | 一种真空系统异常预警的快速响应系统及方法 | |
GB2593002A (en) | Condenser vacuum breaker | |
JPH09203793A (ja) | 主蒸気隔離弁の試験方法 | |
CN220581425U (zh) | 一种水轮机液压系统油泵加载故障系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |