CN110718312A - 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法 - Google Patents

一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110718312A
CN110718312A CN201910882595.0A CN201910882595A CN110718312A CN 110718312 A CN110718312 A CN 110718312A CN 201910882595 A CN201910882595 A CN 201910882595A CN 110718312 A CN110718312 A CN 110718312A
Authority
CN
China
Prior art keywords
heat transfer
safety injection
transfer pipe
signal
pipe rupture
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.)
Granted
Application number
CN201910882595.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110718312B (zh
Inventor
钱虹
张龙
张栋良
苏晓燕
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.)
Shanghai Electric Power University
Original Assignee
Shanghai Electric Power University
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 Shanghai Electric Power University filed Critical Shanghai Electric Power University
Priority to CN201910882595.0A priority Critical patent/CN110718312B/zh
Publication of CN110718312A publication Critical patent/CN110718312A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110718312B publication Critical patent/CN110718312B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/04Safety arrangements
    • G21D3/06Safety arrangements responsive to faults within the plant
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法,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,以及传递复置安注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,从而得到复置安注指令。具体的方法是对监测数据以及传热管破裂信号进行处理,包括判断冷却剂装量是否满足要求、冷却剂是否有足够的过冷度,并计算使能信号,从而得到对应的复置安注指令。与现有技术的人工干预操作相比,本发明准确性更高,处理也更快速,能够及时可靠地终止安注,避免人为不可靠性造成更严重事故。

Description

一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法
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终止安注的系统及方法。
背景技术
蒸汽发生器是核电站的一个重要装置,由于在核电站工作时需要避免放射性泄漏和保证堆芯的安全,不能直接使用反应堆的热量来产生蒸汽,因此,需要一个中间传热装置用于将反应堆的热量传递给二回路给水以产生蒸汽推动汽轮机做功,这个装置就是蒸汽发生器。而为了确保蒸汽发生器二次侧内液位保持在正常液位范围,需要通过安注系统对蒸汽发生器二次侧持续进行补水,使得蒸汽发生器二次侧持续载出反应堆堆芯余热。
在核电站的实际运行过程中,如果蒸汽发生器的传热管发生破裂,需要及时停机停堆进行处理、复置安注系统,从而防止一回路的放射性物质外泄。现有的事故处理方式通常是基于应急处理操作规程,由操作员手动进行相关操作,但是不同操作员的处理结果是极不相同的:有的可较早终止泄漏,有的操作则过于保守甚至由于操作失误,致使发生更严重的事故。因此仅依靠人工干预来复置安注系统,会由于操作员的判断不够准确且不及时,导致不能及时终止安注,反应堆冷却剂系统压力持续升高,漏流继续,导致更严重的核泄漏事故。
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终止安注的系统及方法。
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终止安注的系统,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 for ProcessControl,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,以及传递复置安注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,从而得到复置安注指令。
一种传热管破裂事故下终止安注的方法,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,稳压器液位、蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度;
S2、基于稳压器液位数据,判断冷却剂装量是否满足要求,以得到第一判断结果;
S3、基于蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度,判断反应堆冷却剂是否满足过冷度要求,以得到第二判断结果;
S4、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S5、结合步骤S2的第一判断结果、步骤S3的第二判断结果以及步骤S4的使能信号,得到对应的复置安注指令;
S6、根据复置安注指令,控制安注系统的终止与否。
进一步地,所述步骤S2具体包括以下步骤:
S21、设置第一判断条件为:
((-5%)*Hn)≤H2≤((+5%)*Hn)
其中,H2为稳压器液位数据,Hn为稳压器液位正常值;
S22、判断稳压器液位数据是否满足第一判断条件,若满足,则说明冷却剂装量满足要求,得到第一判断结果为“1”,若不满足,则说明冷却剂装量不满足要求,得到第一判断结果为“0”。
进一步地,所述步骤S3具体包括以下步骤:
S31、根据蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度,计算得到过冷度偏差;
S32、设置第二判断条件:
-δ≤TP≤+δ
其中,TP为过冷度偏差,δ表示过冷度波动裕度;
S33、判断步骤S31中计算得到的过冷度偏差是否满足第二判断条件,若满足,则说明反应堆冷却剂满足过冷度要求,得到第二判断结果为“1”,若不满足,则说明反应堆冷却剂不满足过冷度要求,得到第二判断结果为“0”。
进一步地,所述步骤S31中过冷度偏差的计算公式为:
TP=Tav-(T2-Ts)
T2=F(P2)
其中,Tav为冷却剂平均温度,T2为蒸汽发生器二次侧压力下对应的饱和温度,Ts为过冷度标准值,P2为蒸汽发生器二次侧压力,F(x)为蒸汽发生器压力与饱和温度之间的函数关系式,x为蒸汽发生器压力,则F(P2)为蒸汽发生器二次侧压力与饱和温度之间的函数关系式。
进一步地,所述蒸汽发生器压力与饱和温度之间的函数关系式是通过数据拟合方法获得的,具体是拟合不同的蒸汽发生器压力与对应的饱和温度。
进一步地,所述步骤S4中使能信号是通过对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算得到的,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S5中复置安注指令是通过对使能信号、第一判断结果和第二判断结构进行逻辑与计算得到的,当使能信号、第一判断结果和第二判断结果均为“1”时,复置安注指令为“1”,否则复置安注指令为“0”。
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复置安注指令,进而及时终止安注、终止泄漏。
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为实施例中复置安注指令的逻辑计算图;
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终止安注的系统,包括相互连接的变量数据库1和控制单元2,变量数据库1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,以及传递复置安注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,从而得到复置安注指令。
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终止安注的方法,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,稳压器液位、蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度;
S2、基于稳压器液位数据,判断冷却剂装量是否满足要求,以得到第一判断结果,其中,判断是否有足够的冷却剂装量,即需要保证稳压器液位在量程以内一定值(各电厂的技术规程均有规定),并且还要有一定的“余量”,余量的大小取决于当时反应堆冷却剂系统与二次侧之间压力差值,本实施例中该余量大小为稳压器液位正常值的±5%;
S3、基于蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度,判断反应堆冷却剂是否满足过冷度要求,即判断反应堆冷却剂是否有足够的过冷度,以得到第二判断结果;
S4、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S5、结合步骤S2的第一判断结果、步骤S3的第二判断结果以及步骤S4的使能信号,得到对应的复置安注指令,当检测到停堆信号和传热管破裂信号均为“1”,并且步骤S2和S3中条件也均满足时,则复置安注指令为“1”,从而控制安注系统终止;
S6、根据复置安注指令,控制安注系统的终止与否。
实施例中使用上述终止安注方法的过程为:
(1)获取核电站运行的状态监测点状态及其数据。
在线实时监测,读取数据,主要读取的数据有停堆信号,稳压器液位、蒸汽发生器二次侧压力、冷却剂平均温度,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中获取。
(2)将终止安注的方法在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,将变量数据库从核电站仪控系统读入的数据设置为输入变量组、将变量数据库输出到核电站仪控系统的数据设置为输出变量组,将控制单元内部处理计算的变量设置为中间变量组。在设置完输入、输出和中间变量组的基础上,设计图3所示的复置安注指令的逻辑计算关系,并转换为NETCONTROL中的脚本程序。
复置安注指令的逻辑计算关系为:
当U=“1”&S=“1”时,Q=“1”;
当|TP|<δ时,TP1=“1”;
当|TP|>δ时,TP1=“0”;
当Q=“1”&TP1=“1”&H2>H时,则输出对应的复置安注指令Z为“1”。
其中,U为传热管破裂信号;S为停堆信号;Q为使能信号;TP为过冷度偏差;δ为过冷度波动裕度,实施例中δ=0.5;TP1为判断是否在过冷度误差范围内的数字信号;H2为稳压器液位;H为高报警器取值,即稳压器正常液位的±5%范围。
且有:TP=Tav-(T2-22℃),T2=F(P2)
其中,Tav为冷却剂平均温度;P2为蒸汽发生器二次侧压力;22℃为实施例中过冷度标准值,即根据核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的应急操作规程规定,将冷却剂温度降到比饱和温度低22℃;T2为蒸汽发生器二次侧压力下对应的饱和温度;F(x)为蒸汽发生器压力x下对应的饱和温度函数关系,实施例中,根据表1所示压力范围在6.5MPa至16MPa下的饱和蒸汽压力温度对照数据,经过数据拟合得到蒸汽发生器压力与饱和温度之间的函数关系为:
F(x)=6.535x5-0.004529x4+0.1325x3-2.194x2+26.33x1+173.4。
表1
Figure BDA0002206321770000051
(3)通过OPC通信使得NETCONTROL与核电站仪控系统相互通信:将核电站仪控系统与NETCONTROL通过OPC进行点对点的通信连接
(4)NETCONTROL分别从故障诊断系统中获取传热管破裂信号、通过OPC从核电站仪控系统获取停堆信号、冷却剂平均温度、稳压器液位以及蒸汽发生器二次侧压力。通过NETCONTROL内部已经编译好的脚本程序,自动判断是否满足冷却剂装量要求、过冷度要求,并输出使能信号,若满足冷却剂装量要求和过冷度要求,且使能信号为“1”,则由NETCONTROL通过OPC向核电站仪控系统发出复置安注指令为“1”的信号,以终止安注,否则NETCONTROL通过OPC向核电站仪控系统发出复置安注指令为“0”的信号,不终止安注,继续监测、获取和处理数据。
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,及时终止安注,进而终止泄漏。

Claims (8)

1.一种传热管破裂事故下终止安注的系统,其特征在于,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,以及传递复置安注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,从而得到复置安注指令。
2.一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,该方法应用权利要求1所述的系统,以在传热管破裂事故下终止安注,所述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,稳压器液位、蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度;
S2、基于稳压器液位数据,判断冷却剂装量是否满足要求,以得到第一判断结果;
S3、基于蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度,判断反应堆冷却剂是否满足过冷度要求,以得到第二判断结果;
S4、基于停堆信号和传热管破裂信号,计算得到使能信号;
S5、结合步骤S2的第一判断结果、步骤S3的第二判断结果以及步骤S4的使能信号,得到对应的复置安注指令;
S6、根据复置安注指令,控制安注系统的终止与否。
3.根据权利要求2所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述步骤S2具体包括以下步骤:
S21、设置第一判断条件为:
((-5%)*Hn)≤H2≤((+5%)*Hn)
其中,H2为稳压器液位数据,Hn为稳压器液位正常值;
S22、判断稳压器液位数据是否满足第一判断条件,若满足,则说明冷却剂装量满足要求,得到第一判断结果为“1”,若不满足,则说明冷却剂装量不满足要求,得到第一判断结果为“0”。
4.根据权利要求3所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述步骤S3具体包括以下步骤:
S31、根据蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度,计算得到过冷度偏差;
S32、设置第二判断条件:
-δ≤TP≤+δ
其中,TP为过冷度偏差,δ表示过冷度波动裕度;
S33、判断步骤S31中计算得到的过冷度偏差是否满足第二判断条件,若满足,则说明反应堆冷却剂满足过冷度要求,得到第二判断结果为“1”,若不满足,则说明反应堆冷却剂不满足过冷度要求,得到第二判断结果为“0”。
5.根据权利要求4所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述步骤S31中过冷度偏差的计算公式为:
TP=Tav-(T2-Ts)
T2=F(P2)
其中,Tav为冷却剂平均温度,T2为蒸汽发生器二次侧压力下对应的饱和温度,Ts为过冷度标准值,P2为蒸汽发生器二次侧压力,F(x)为蒸汽发生器压力与饱和温度之间的函数关系式,x为蒸汽发生器压力,则F(P2)为蒸汽发生器二次侧压力与饱和温度之间的函数关系式。
6.根据权利要求5所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述蒸汽发生器压力与饱和温度之间的函数关系式是通过数据拟合方法获得的,具体是拟合不同的蒸汽发生器压力与对应的饱和温度。
7.根据权利要求4所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述步骤S4中使能信号是通过对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算得到的,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”。
8.根据权利要求7所述的一种传热管破裂事故下终止安注的方法,其特征在于,所述步骤S5中复置安注指令是通过对使能信号、第一判断结果和第二判断结构进行逻辑与计算得到的,当使能信号、第一判断结果和第二判断结果均为“1”时,复置安注指令为“1”,否则复置安注指令为“0”。
CN201910882595.0A 2019-09-18 2019-09-18 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法 Active CN110718312B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910882595.0A CN110718312B (zh) 2019-09-18 2019-09-18 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910882595.0A CN110718312B (zh) 2019-09-18 2019-09-18 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110718312A true CN110718312A (zh) 2020-01-21
CN110718312B CN110718312B (zh) 2023-08-04

Family

ID=69210603

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910882595.0A Active CN110718312B (zh) 2019-09-18 2019-09-18 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110718312B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111554425A (zh) * 2020-05-15 2020-08-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103366047A (zh) * 2013-06-24 2013-10-23 中国核电工程有限公司 核电厂严重事故对策计算分析方法
CN104392756A (zh) * 2014-10-08 2015-03-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于数字化仪控系统的反应堆动态联锁系统及方法
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 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
CN106525397A (zh) * 2016-10-31 2017-03-22 上海电力学院 一种核电高压加热器故障诊断方法
CN107895194A (zh) * 2017-10-20 2018-04-10 上海电力学院 一种核电厂主冷却剂系统故障诊断方法

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103366047A (zh) * 2013-06-24 2013-10-23 中国核电工程有限公司 核电厂严重事故对策计算分析方法
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 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
CN104392756A (zh) * 2014-10-08 2015-03-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于数字化仪控系统的反应堆动态联锁系统及方法
CN106525397A (zh) * 2016-10-31 2017-03-22 上海电力学院 一种核电高压加热器故障诊断方法
CN107895194A (zh) * 2017-10-20 2018-04-10 上海电力学院 一种核电厂主冷却剂系统故障诊断方法

Non-Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
毛家祥等: "核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理", 《科技视界》 *
毛家祥等: "核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理", 《科技视界》, no. 05, 15 February 2015 (2015-02-15), pages 294 - 295 *
浦胜娣,李吉根: "秦山核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析", 原子能科学技术, no. 04, pages 289 - 294 *
黄芳芝,郑福裕: "压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究", 核动力工程, no. 06, pages 498 - 501 *
黄芳芝等: "压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究", 《核动力工程》 *
黄芳芝等: "压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究", 《核动力工程》, no. 06, 28 December 1993 (1993-12-28), pages 499 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111554425A (zh) * 2020-05-15 2020-08-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法
CN111554425B (zh) * 2020-05-15 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN110718312B (zh) 2023-08-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100399759B1 (ko) 원자력 발전소의 디지털 온라인 능동 시험 발전소 보호시스템 및 그 방법
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
CN109543941B (zh) 一种基于安全壳工况确定核电厂事故策略定值的方法
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
KR100931136B1 (ko) 삼중화된 bp와 cp 및 2/3 논리의 개시회로 구조를 갖는디지털 원자로 보호계통 및 그 구동 방법
RU2743250C1 (ru) Способ аварийной остановки реактора на основании состояния сигналов приборов,важных для безопасности АЭС
CN102682862B (zh) 压水堆核电站堆芯热电偶有效性状态在线诊断方法
CN112489831B (zh) 一种用于蒸汽发生器事故排放系统功能验证的测试装置
CN110415848B (zh) 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统
EP3703075A1 (en) Method for verifying measurement control system of nuclear power plant, and verification device therefor
CN110689973B (zh) 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法
CN107342112B (zh) 蒸汽发生器水位预警方法及装置
CN110718312A (zh) 一种传热管破裂事故下终止安注的系统及方法
CN110826217B (zh) 一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法
CN101840742A (zh) 一种核电站数字化控制系统缺省值的设置方法及系统
CN207038185U (zh) 基于Takagi‑Sugeno模糊控制的压水堆核电站堆芯功率控制装置
CN110070951B (zh) 一种小型反应堆二回路蒸汽管道压力控制方法和系统
CN110415849B (zh) 一种应对排热增加叠加swccf事故的保护系统
KR101681978B1 (ko) 이종 제어기기를 포함하는 원자로 보호계통
CN110706834B (zh) 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置
CN203931517U (zh) 一种反应堆保护命令逻辑处理模件测试装置
CN113421676B (zh) 一种核电厂事故规程整定值的确定方法及装置
CN113217132B (zh) 用于核电站的蒸汽转换控制设备、方法和蒸汽转换系统
CN113721674B (zh) 核电厂蒸发器水位控制系统及方法

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