CN111638701A - 核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质 - Google Patents

核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质 Download PDF

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Abstract

本发明涉及核电站专设安全设施技术领域,公开了一种核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质,其方法包括:接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上;接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,指示信号由与第二受控阀门关联的指示装置发出,第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上;根据指示信号确定验证结果。本发明可以减少设备不可用事件发生次数,降低核电机组运行风险,提高核电机组的安全水平。

Description

核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质
技术领域
本发明涉及核电站专设安全设施技术领域,尤其涉及一种核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质。
背景技术
核电站安全注入系统(RIS)由高压安全注入(HHSI)、中压安全注入(MHSI) 和低压安全注入(LHSI)三个子系统组成。它们根据事故引起RCP系统(反应堆冷却剂系统)的降压情况,在不同的压力下分别投运。在核电站中,安全注入系统具有重要的功能,是核电站维护安全运行的重要系统之一。安全注入系统可以实现一回路补水、堆芯注入、水压试验等功能。
正因为安全注入系统的重要性,需要通过多种不同的验证方法,定期验证安全注入系统的可用性。在验证安全注入系统的可用性的方法中,包含了用于验证安注再循环信号的试验方法。然而,在执行该试验方法时,将产生以下重要安全设备不可用事件:
1)低压安注不可用(I01事件);
2)一个高压安注直接注入阀门不可用(I01事件);
3)一个ADP(自动防误稀释保护)保护通道不可用(I01事件或I02事件,与机组状态相关);
4)自动补水信号触发时高压安注阀门无法自动开启。
这些设备不可用事件导致机组核安全水平降低,对机组正常运行存在安全威胁。因而,需要寻找一种新的安全注入验证方法,以减少在验证安注再循环信号时设备不可用事件发生次数,降低核电机组运行风险,提高核电机组的安全水平。
发明内容
基于此,有必要针对上述技术问题,提供一种核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质,以解决原有安全注入验证方法风险较高的问题。
一种核电站安全注入验证方法,包括:
接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
根据所述指示信号确定验证结果。
一种核电站安全注入验证装置,包括:
第一控制模块,用于接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
第二控制模块,用于接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
第三控制模块,用于接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
验证模块,用于根据所述指示信号确定验证结果。
一种计算机设备,包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序,所述处理器执行所述计算机程序时实现上述核电站安全注入验证方法。
一种计算机可读存储介质,所述计算机可读存储介质存储有计算机程序,所述计算机程序被处理器执行时实现上述核电站安全注入验证方法。
上述核电站安全注入验证方法、装置、计算机设备及存储介质,通过改变原有验证方法的实施步骤,可以减少设备不可用事件发生次数,降低核电机组运行风险,提高核电机组的安全水平。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例的技术方案,下面将对本发明实施例的描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动性的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明一实施例中核电站安全注入验证方法的一应用环境示意图;
图2是本发明一实施例中核电站安全注入验证方法的一流程示意图;
图3是本发明一实施例中核电站安全注入验证方法的一流程示意图;
图4是本发明一实施例中核电站安全注入验证方法的一流程示意图;
图5是本发明一实施例中核电站安全注入验证装置的一结构示意图;
图6是本发明一实施例中计算机设备的一示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图,对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。
本实施例提供的核电站安全注入验证方法,可应用在如图1的应用环境中,其中,客户端与服务端进行通信。其中,客户端包括但不限于各种个人计算机、笔记本电脑、智能手机、平板电脑和便携式可穿戴设备。服务端可以用独立的服务器或者是多个服务器组成的服务器集群来实现。
在一实施例中,如图2所示,提供一种核电站安全注入验证方法,以该方法应用在图1中的服务端为例进行说明,包括如下步骤:
S10、接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式。
为了保证核电站安全注入系统的正常运行,需要通过多种验证方法对核电站安全注入系统涉及的设备进行可用性验证。本实施例所涉及的核电站安全注入验证方法,是对其中一种验证方法的改进,但涉及的验证方法为两种。为了便于描述,可以将其中的一种命名为第一验证方法,另一种命名为第二验证方法。本实施例提供的方案主要涉及对第二验证方法的改造,但改造的主要目的在于克服第一验证方法的缺陷。
第一验证方法的目的在于,通过验证控制器(可以是选择器开关,如操作按钮)验证换料水箱水位<5.9m时PTR(反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统)隔离信号转入再循环信号动作。在此处,验证控制器是专门用于执行第一验证方法的控制器。通过控制验证控制器的验证控制模式,可以发出或关闭试验信号。验证控制模式包括接通模式、复位模式和断开模式。
第一验证方法包括多个试验步骤。其中,涉及验证指示装置的步骤有以下五个步骤。第一步,开启高压安注(HHSI)泵的吸入口阀门(记为阀门A)。这样可以使高压安注泵从换料水箱吸水,向一回路注入。阀门A通常情况下处于关闭状态,只在安注信号触发或其它保护信号时才会开启。
第二步,将验证控制器调节至接通模式,并验证多个操作步骤。如,关闭阀门A,开启低压安注泵出口再循环管线上的阀门(记为阀门B),关闭连接低压安注泵和换料水箱的阀门(记为阀门C)。正常运行时,与换料水箱连接的阀门A处于关闭状态,与容控箱连接的阀门(记为阀门D)处于开启状态。这是因为,换料水箱内的水为2300-2500ppm的高浓度硼水,而容控箱内的水是和一回路相同硼浓度的硼水。正常运行是不能吸入高浓度硼水,否则会导致反应堆反应性下降或停堆。先开启阀门A,再关闭阀门A的目的在于验证阀门A的可用性。而开启阀门B,关闭阀门C,可以使低压安注泵向安全壳地坑补充再循环水(阀门C开启时,再循环水流向换料水箱)。而当换料水箱的水用尽时,可以使低压安注泵向安全壳地坑吸水。
第三步,关闭安全注入系统的含硼水阀门(不同于一回路冷却剂阀门的含硼水阀门)(记为阀门D),获取指示装置(第一验证方法和第二验证方法共用相同的指示装置,也即是步骤S20所涉及的指示装置)的指示信号,根据指示信号确定验证结果。指定装置所产生的指示信号可以用于反映指示装置的通电状态。通电状态包括通电和不通电两种状态。此时,正常状况下,获得的指示信号为通电。然后再打开阀门D。
第四步,将验证控制器调节至断开模式。此步骤为结束试验状态。
第五步,开启阀门C,关闭阀门B。此步骤为恢复正常运行状态。
在执行第一验证方法时,在关闭阀门D后,会产生低压安注不可用(I01 事件)。而且,当验证控制器调节至接通模式时,会持续发出转再循环信号。并且还存在如下影响。
1、高压安注不可用(I01事件)。这是因为阀门A接收到安注信号而无法开启所引起的。在RP模式(反应堆功率运行模式)、NS/SG模式(蒸汽发生器冷却正常停堆模式)、NS/RRA模式(RRA(余热排出系统)冷却正常停堆模式)下均记录为I01事件。
2、ADP信号(自动防误稀释保护)不可用。在P模式、NS/SG模式下为I02事件,在ADP保护生效区内则是I01事件。
3、自动补水信号触发时高压安注阀门无法自动开启。在MCS模式(维修停堆模式)下为I01事件。
按照核电安全运营规范的规定,在发生I01事件或I02事件,需要采用相应的应对措施。例如,低压安注不可用(A列),相应的应对措施为“3天内机组开始向MCS模式后撤”;高压安注不可用(高压安注阀门无法自动开启),相应的应对措施为“若仅A列或B列不可用,3天内机组开始向MCS模式后撤,若仅A列和B列均不可用,1小时内机组开始向MCS模式后撤”;ADP 信号一个或两个逻辑通道不可用且在保护信号生效区,相应的应对措施为“如果一个通道不可用,检修必须在3天内完成,如果两个通道不可用,1小时内隔离所有硼浓度低于2300ppm的来水进入一回路”。
由此可以看出,在执行第一验证方法时,存在多重安全威胁,并诱发一系列的安全事件。
因而,需要对第一验证方法进行改造,以降低其产生的安全威胁。经发明人多次研究,发现第二验证方法与第一验证方法存在部分共用的设备,可以通过改进第二验证方法,并删除第一验证方法中涉及验证指示装置的步骤,实现对安全注入系统的验证,同时降低了验证过程所产生的安全威胁。
在步骤S10中,第一控制信号可由工作人员在主控室中通过主控设备发出。其他受控设备均由主控设备连接。受控设备包括但不限于预设验证控制器、第一受控阀门、第二受控阀门、指示装置。预设验证控制器是专门用于执行第二验证方法的控制器。预设验证控制器的功能和作用与第一验证方法涉及的验证控制器类似。在此处,指定验证控制模式可以调整为复位模式。
S20、接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联。
本实施例中,第二控制信号同样由工作人员在主控室中通过主控设备发出。第一受控阀门(记为阀门E)处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上。第二验证方法的验证控制模式受预设验证控制器控制,而阀门E是第二验证方法中涉及的受控设备。因而,阀门E与预设验证控制器存在关联。具体可以表现为,只有在特定的验证控制模式下,指示装置发出的指示信号才受阀门E的开闭状态影响。例如,在复位模式下,当阀门E处于开启状态时,指示装置处于断电状态。
S30、接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联。
本实施例中,第二受控阀门即为第一验证方法中的阀门C。阀门C处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上。指示信号受第二受控阀门的开闭状态影响。此外,指示信号还受到阀门A和阀门D的开闭状态的影响。指示信号可以反映指示装置的通电状态。通电状态包括通电和不通电两种状态。在一些情况下,指示装置可以是仪表的指示灯。通电时,指示灯处于点亮状态;断电时,指示灯处于熄灭状态。同样的,阀门C与预设验证控制器存在关联。具体可以表现为,只有在特定的验证控制模式下,指示装置发出的指示信号才受阀门C的开闭状态影响。
S40、根据所述指示信号确定验证结果。
本实施例中,可以通过指示信号确定核电站安全注入验证方法的验证结果。若指示信号与预设规定相符,则验证通过。若指示信号与预设规定不相符,则验证失败。当验证失败时,说明当前验证方法所涉及的受控设备存在故障。需要对当前验证方法所涉及的管路进行检查和维修,修复故障。
相较于原有的第二验证方法,执行本实施例提供的核电站安全注入验证方法可以完成原有第一验证方法的验证步骤,同时没有新增新的安全事件(I01 事件或I02事件)。而在执行第一验证方法时,则删除了涉及验证指示装置的步骤,这样就减少了与该步骤相关的多个安全事件的发生,大大提高了核电站安全注入系统的核安全性。
采用风险量化算法(PSA)对原有的验证方法和本实施例改进后的验证方法进行评估。原有的验证方法的风险参数CDF为3.32*10-5次/堆年,机组风险等级为中级,后撤时间为6天4小时;而本实施例改进后的验证方法的风险参数CDF为2.49*10-5次/堆年,机组风险等级为低级,后撤时间为9天2 小时。相比之下,本实施例改进后的验证方法的风险参数CDF降低了0.83*10-5次/堆年,机组风险等级由中级降为低级,后撤时间由原来的6天4小时延长至9天2小时,增加了47%的后撤时间裕度。
可选的,如图3所示,所述第三控制信号包括第二受控阀门关闭信号和第二受控阀门开启信号,所述指示信号包括第一指示信号和第二指示信号,步骤S30包括:
S301、接收所述第二受控阀门关闭信号,以使所述第二受控阀门处于关闭状态,并获取所述第一指示信号;
S302、接收所述第二受控阀门开启信号,以使所述第二受控阀门处于开启状态,并获取所述第二指示信号。
本实施例中,第三控制信号包括第二受控阀门关闭信号和第二受控阀门开启信号。先执行第二受控阀门关闭信号,使第二受控阀门处于关闭状态,此时指示装置产生第一指示信号。再执行第二受控阀门开启信号,使第二受控阀门处于开启状态,此时指示装置产生第二指示信号。
可选的,步骤S40包括:
当所述第一指示信号指示所述指示装置处于通电状态,且所述第二指示信号指示所述指示装置处于断电状态,判定所述验证结果为通过。
本实施例中,若指示装置为指示灯,则第一指示信号可以是指示灯处于点亮状态(即通电状态),第二指示信号可以是指示灯处于熄灭状态(即断电状态)。当指示信号指示的指示装置的状态与上述判定规则不相同,则获得的验证结果为失败。
可选的,如图4所示,步骤S40之后,还包括:
S50、接收第四控制信号,以调整与预设验证控制器关联的管路设备的开闭状态。
本实施例中,与预设验证控制器关联的管路设备具体指的是阀门E和处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上的第三受控阀门(阀门F)。第四控制信号先关闭阀门F,再开启阀门E。步骤S50用于结束执行验证方法,使管路恢复至原有正常运行的状态。
可选的,所述指定验证控制模式为复位模式。
本实施例中,需要选择的指定验证控制模式为复位模式。验证控制模式包括三种,分别为接通模式(有时也称为试验模式)、复位模式和断开模式。在接通模式下,发出试验信号(A列安注PTR隔离组信号)。而在非接通模式(包括复位模式和断开模式)下,不会发出试验信号。
应理解,上述实施例中各步骤的序号的大小并不意味着执行顺序的先后,各过程的执行顺序应以其功能和内在逻辑确定,而不应对本发明实施例的实施过程构成任何限定。
在一实施例中,提供一种核电站安全注入验证装置,该核电站安全注入验证装置与上述实施例中核电站安全注入验证方法一一对应。如图5所示,该核电站安全注入验证装置包括第一控制模块10、第二控制模块20、第三控制模块30和验证模块40。各功能模块详细说明如下:
第一控制模块10,用于接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
第二控制模块20,用于接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
第三控制模块30,用于接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
验证模块40,用于根据所述指示信号确定验证结果。
可选的,所述第三控制信号包括第二受控阀门关闭信号和第二受控阀门开启信号,所述指示信号包括第一指示信号和第二指示信号;
第三控制模块30包括:
第二受控阀门关闭单元,用于接收所述第二受控阀门关闭信号,以使所述第二受控阀门处于关闭状态,并获取所述第一指示信号;
第二受控阀门开启单元,用于接收所述第二受控阀门开启信号,以使所述第二受控阀门处于开启状态,并获取所述第二指示信号。
可选的,验证模块40包括:
验证单元,用于当所述第一指示信号指示所述指示装置处于通电状态,且所述第二指示信号指示所述指示装置处于断电状态,判定所述验证结果为通过。
可选的,还包括:
第四控制模块,用于接收第四控制信号,以调整与预设验证控制器关联的管路设备的开闭状态。
可选的,所述指定验证控制模式为复位模式。
关于核电站安全注入验证装置的具体限定可以参见上文中对于核电站安全注入验证方法的限定,在此不再赘述。上述核电站安全注入验证装置中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中,也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中,以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
在一个实施例中,提供了一种计算机设备,该计算机设备可以是服务器,其内部结构图可以如图6所示。该计算机设备包括通过系统总线连接的处理器、存储器、网络接口和数据库。其中,该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质、内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统、计算机程序和数据库。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机程序的运行提供环境。该计算机设备的数据库用于存储核电站安全注入验证方法所涉及的数据。该计算机设备的网络接口用于与外部的终端通过网络连接通信。该计算机程序被处理器执行时以实现一种核电站安全注入验证方法。
在一个实施例中,提供了一种计算机设备,包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的计算机程序,处理器执行计算机程序时实现以下步骤:
接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
根据所述指示信号确定验证结果。
在一个实施例中,提供了一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,计算机程序被处理器执行时实现以下步骤:
接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
根据所述指示信号确定验证结果。
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流程,是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成,所述的计算机程序可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中,该计算机程序在执行时,可包括如上述各方法的实施例的流程。其中,本申请所提供的各实施例中所使用的对存储器、存储、数据库或其它介质的任何引用,均可包括非易失性和/或易失性存储器。非易失性存储器可包括只读存储器(ROM)、可编程ROM(PROM)、电可编程ROM(EPROM)、电可擦除可编程ROM(EEPROM)或闪存。易失性存储器可包括随机存取存储器(RAM)或者外部高速缓冲存储器。作为说明而非局限,RAM以多种形式可得,诸如静态RAM(SRAM)、动态RAM (DRAM)、同步DRAM(SDRAM)、双数据率SDRAM(DDRSDRAM)、增强型SDRAM(ESDRAM)、同步链路(Synchlink)DRAM(SLDRAM)、存储器总线(Rambus)直接RAM(RDRAM)、直接存储器总线动态RAM (DRDRAM)、以及存储器总线动态RAM(RDRAM)等。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到,为了描述的方便和简洁,仅以上述各功能单元、模块的划分进行举例说明,实际应用中,可以根据需要而将上述功能分配由不同的功能单元、模块完成,即将所述装置的内部结构划分成不同的功能单元或模块,以完成以上描述的全部或者部分功能。
以上所述实施例仅用以说明本发明的技术方案,而非对其限制;尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明,本领域的普通技术人员应当理解:其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改,或者对其中部分技术特征进行等同替换;而这些修改或者替换,并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神和范围,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (12)

1.一种核电站安全注入验证方法,其特征在于,包括:
接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
根据所述指示信号确定验证结果。
2.如权利要求1所述的核电站安全注入验证方法,其特征在于,所述第三控制信号包括第二受控阀门关闭信号和第二受控阀门开启信号,所述指示信号包括第一指示信号和第二指示信号;
所述接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,包括:
接收所述第二受控阀门关闭信号,以使所述第二受控阀门处于关闭状态,并获取所述第一指示信号;
接收所述第二受控阀门开启信号,以使所述第二受控阀门处于开启状态,并获取所述第二指示信号。
3.如权利要求2所述的核电站安全注入验证方法,其特征在于,所述根据所述指示信号确定验证结果,包括:
当所述第一指示信号指示所述指示装置处于通电状态,且所述第二指示信号指示所述指示装置处于断电状态,判定所述验证结果为通过。
4.如权利要求1所述的核电站安全注入验证方法,其特征在于,所述根据所述指示信号确定验证结果之后,还包括:
接收第四控制信号,以调整与预设验证控制器关联的管路设备的开闭状态。
5.如权利要求1所述的核电站安全注入验证方法,其特征在于,所述指定验证控制模式为复位模式。
6.一种核电站安全注入验证装置,其特征在于,包括:
第一控制模块,用于接收第一控制信号,以使预设验证控制器处于指定验证控制模式;
第二控制模块,用于接收第二控制信号,以使第一受控阀门处于开启状态,所述第一受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第一受控阀门与所述预设验证控制器关联;
第三控制模块,用于接收第三控制信号,以调节第二受控阀门的开闭状态,并获取相应的指示信号,所述指示信号由与所述第二受控阀门关联的指示装置发出,所述第二受控阀门处于低压安注泵与换料水箱之间的管路上,所述第二受控阀门与所述预设验证控制器关联;
验证模块,用于根据所述指示信号确定验证结果。
7.如权利要求6所述的核电站安全注入验证装置,其特征在于,所述第三控制信号包括第二受控阀门关闭信号和第二受控阀门开启信号,所述指示信号包括第一指示信号和第二指示信号;
所述第三控制模块包括:
第二受控阀门关闭单元,用于接收所述第二受控阀门关闭信号,以使所述第二受控阀门处于关闭状态,并获取所述第一指示信号;
第二受控阀门开启单元,用于接收所述第二受控阀门开启信号,以使所述第二受控阀门处于开启状态,并获取所述第二指示信号。
8.如权利要求7所述的核电站安全注入验证装置,其特征在于,所述验证模块包括:
验证单元,用于当所述第一指示信号指示所述指示装置处于通电状态,且所述第二指示信号指示所述指示装置处于断电状态,判定所述验证结果为通过。
9.如权利要求6所述的核电站安全注入验证装置,其特征在于,还包括:
第四控制模块,用于接收第四控制信号,以调整与预设验证控制器关联的管路设备的开闭状态。
10.如权利要求6所述的核电站安全注入验证装置,其特征在于,所述指定验证控制模式为复位模式。
11.一种计算机设备,包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序,其特征在于,所述处理器执行所述计算机程序时实现如权利要求1至5中任一项所述核电站安全注入验证方法。
12.一种计算机可读存储介质,所述计算机可读存储介质存储有计算机程序,其特征在于,所述计算机程序被处理器执行时实现如权利要求1至5中任一项所述核电站安全注入验证方法。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112415985A (zh) * 2020-11-30 2021-02-26 中广核工程有限公司 核电站闸门与主控通讯验证装置、方法及其相关设备

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013062283A2 (ko) * 2011-10-28 2013-05-02 영남대학교 산학협력단 원자로 냉각 관리 시스템
CN104658621A (zh) * 2015-01-28 2015-05-27 中科华核电技术研究院有限公司 核反应堆直接安注系统
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
CN105845187A (zh) * 2016-05-18 2016-08-10 中广核研究院有限公司 核电站严重事故缓解系统
KR101651466B1 (ko) * 2015-04-02 2016-08-29 한국원자력연구원 연구용 원자로 피동잔열제거계통 검증실험장치
CN106448759A (zh) * 2016-10-19 2017-02-22 中国核电工程有限公司 核电站加热器自动控制系统有效性检测方法
CN108665982A (zh) * 2018-04-24 2018-10-16 中广核工程有限公司 一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法
JP2019067167A (ja) * 2017-10-02 2019-04-25 三菱電機株式会社 プラント機器監視制御装置のファイル更新システム
CN109855814A (zh) * 2019-01-22 2019-06-07 中广核工程有限公司 一种核电厂rcpb隔离阀密封性检测方法以及系统

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013062283A2 (ko) * 2011-10-28 2013-05-02 영남대학교 산학협력단 원자로 냉각 관리 시스템
CN104658621A (zh) * 2015-01-28 2015-05-27 中科华核电技术研究院有限公司 核反应堆直接安注系统
KR101651466B1 (ko) * 2015-04-02 2016-08-29 한국원자력연구원 연구용 원자로 피동잔열제거계통 검증실험장치
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
CN105845187A (zh) * 2016-05-18 2016-08-10 中广核研究院有限公司 核电站严重事故缓解系统
CN106448759A (zh) * 2016-10-19 2017-02-22 中国核电工程有限公司 核电站加热器自动控制系统有效性检测方法
JP2019067167A (ja) * 2017-10-02 2019-04-25 三菱電機株式会社 プラント機器監視制御装置のファイル更新システム
CN108665982A (zh) * 2018-04-24 2018-10-16 中广核工程有限公司 一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法
CN109855814A (zh) * 2019-01-22 2019-06-07 中广核工程有限公司 一种核电厂rcpb隔离阀密封性检测方法以及系统

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
万能成 等: "压水堆核电站安全注入系统调试介绍", 《科技与创新》 *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112415985A (zh) * 2020-11-30 2021-02-26 中广核工程有限公司 核电站闸门与主控通讯验证装置、方法及其相关设备

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