CN116518140A - 一种提升核动力安全双组阀性能的方法 - Google Patents

一种提升核动力安全双组阀性能的方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及核动力安全双组阀技术领域,具体公开了一种提升核动力安全双组阀性能的方法,包括:获取反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息以及安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态信息;根据反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整,本方法通过根据实时监测反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息的变化对安全双组阀中的主阀门和副阀门的开启状态进行调整,不仅减少过度使用和磨损,从而延长反应堆的使用寿命,同时优化冷凝剂流动,提高能源效率,有效的降低反应堆事故发生的风险,进一步极大的提升了核动力安全双组阀的使用性能。

Description

一种提升核动力安全双组阀性能的方法
技术领域
本发明涉及核动力安全双组阀技术领域,特别是涉及一种提升核动力安全双组阀性能的方法。
背景技术
核动力安全双组阀是一种用于核电站的重要安全阀门,其作用是在核反应堆停止后,保证冷却剂能够安全地排放。
但是,目前的核动力安全双组阀通常采用机械式驱动结构,其可靠性和精度受限于驱动结构的精度和可靠性,导致其安全双组阀在使用时存在着性能不稳定,进而出现其故障频发的情况,进一步的给核电站的安全运行带来了很大的隐患。
因此,急需发明一种用于提升核动力安全双组阀性能的方法,解决传统中安全双组阀在使用时稳定性较差的问题。
发明内容
鉴于此,本发明提出了一种提升核动力安全双组阀性能的方法,通过精准的控制安全双组阀中阀门开启角度,提高其可靠性,进而保证核动力安全双组阀在使用中的稳定性。
一个方面,本发明提供一种提升核动力安全双组阀性能的方法,包括:
获取反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息以及安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态信息;
根据所述反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对所述安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整。
进一步的,根据所述反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对所述安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整时,包括:
获取所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J;
根据所述冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的关系,判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J是否处于标准值;
当J≥J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J符合标准值;
当J<J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。
进一步的,所述当J<J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整时,包括:
获取所述冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的体积差值△J,设定△J=J-J1;并根据所述体积差值△J与预设的体积差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调整系数对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
其中,预设第一体积差值△J1,预设第二体积差值△J2,预设第一调整系数S1,预设第二调整系数S2,预设第三调整系数S3,其中,△J1<△J2;0.5<S1<S2<S3<0.8;
当△J≤△J1时,选定所述预设第三调整系数S3对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
当△J1<△J≤△J2时,选定所述预设第二调整系数S2对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
当△J>△J2时,选定所述预设第一调整系数S1对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
在选定预设第i调整系数Si对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并将调整后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z1,设定Z1=Z*Si,其中,Z为所述安全双组阀中的主阀门的开启初始角度,Si为所述安全双组阀中的主阀门的开启角度的预设调整系数,设定i=1,2,或3。
进一步的,所述在选定预设第i调整系数Si对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并获取调整后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度Z1时,包括:
获取所述反应堆壳体内部冷凝剂的实时流动速度G;
根据所述实时流动速度G与所述预设标准的流动速度G1之间的关系,判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G是否处于标准的流动速度;
当G=G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G处于标准的流动速度;
当G>G1,G<G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
进一步的,所述当G>G1,G<G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正时,包括:
获取所述实时流速G与预设标准的流动速度G1之间的流速数据差值△G,设定△G=G-G1;并根据所述流速数据差值△G与预设的流速数据差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的修正系数对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
其中,预设第一流速数据差值△G1,预设第二流速数据差值△G2,第一修正系数F1,第二修正系数F2,第三修正系数F3,其中,△G1<0<△G2;0.25<F1<F2<F3<0.75;
当△G≤△G1时,则选定所述第一修正系数F1对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当△G1<△G≤0时,则选定不对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当0<△G≤△G2时,则选定所述第二修正系数F2对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当△G>△G2时,则选定所述第三修正系数F3对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
在选定第i修正系数Fi对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并将修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z2,Z2=Z1*Fi,其中,Fi为安全双组阀中的主阀门的开启角度修正系数,设定i=1,2,或3。
进一步的,所述在选定第i修正系数Fi对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并获取修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度Z2时包括:
获取所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D;
根据所述实时压力值D与预设标准压力值D1之间的关系,判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D是否为标准压力值;
当D≤D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D为标准压力值;
当D>D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
进一步的,所述当D>D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正时,包括:
获取所述实时压力值D与预设标准压力值D1之间压力差值△D,设定△D=D-D1;并根据所述压力差值△D与预设的压力差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的二次修正系数对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
其中,预设第一压力差值△D1,预设第二压力差值△D2,预设第一二次修正系数A1,预设第二二次修正系数A2,预设第三二次修正系数A3,其中,△D1<△D2;0.7<A1<A2<A3<0.85;
当△D≤△D1时,则选定所述预设第一二次修正系数A1对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
当△D1<△D≤△D2时,则选定所述预设第二二次修正系数A2对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
当△D>△D2时,则选定所述预设第三二次修正系数A3对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并将二次修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z3,设定Z3=Z2*Ai,其中Ai为所述安全双组阀中的主阀门的开启角度二次修正系数,设定i=1,2,或3。
进一步的,所述在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并获取所述二次修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z3时,包括:
获取所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q;
根据所述实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的关系,判断所述安全双组阀中的主阀门运行是否正常;
当Q≥Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行正常;
当Q<Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整。
进一步的,所述当Q<Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整时,包括:
获取所述实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间速度差值△Q,设定△Q=Q-Q1;并根据所述速度差值△Q与预设的速度差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调节系数对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
其中,预先设定第一预设速度差值△Q1,设定第二预设速度差值△Q2,设定第一调节系数W1,设定第二调节系数W2,设定第三调节系数W3,其中,△Q1<△Q2;1>W1>W1>W1>0;
当△Q≤△Q1时,则选定所述第一调节系数W1对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
当△Q1<△Q≤△Q2时,则选定所述第二调节系数W2对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
当△Q>△Q2时,则选定所述第三调节系数W3对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
在选定第i调节系数Wi对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并将调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度设置为B1,设定B1=B*Wi,其中,B为所述安全双组阀中的副阀门的开启初始角度,Wi为所述安全双组阀中的副阀门的开启角度的调节系数,设定i=1,2,或3。
进一步的,所述在选定第i调节系数Wi对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并获取调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度B1时,包括;
根据调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度B1,通知用户对所述安全双组阀中的主阀门进行维修。
本发明实施例一种提升核动力安全双组阀性能的方法与现有技术相比,其有益效果在于:通过根据实时监测反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息的变化对安全双组阀中的主阀门和副阀门的开启状态进行调整,不仅减少过度使用和磨损,从而延长反应堆的使用寿命,同时优化冷凝剂流动,提高能源效率,有效的降低反应堆事故发生的风险,进一步极大的提升了核动力安全双组阀的使用性能。
附图说明
通过阅读下文优选实施方式的详细描述,各种其他的优点和益处对于本领域普通技术人员将变得清楚明了。附图仅用于示出优选实施方式的目的,而并不认为是对本发明的限制。而且在整个附图中,用相同的参考符号表示相同的部件。在附图中:
图1为本发明实施例一种提升核动力安全双组阀性能的方法框架示意图。
具体实施方式
下面将参照附图更详细地描述本公开的示例性实施例。虽然附图中显示了本公开的示例性实施例,然而应当理解,可以以各种形式实现本公开而不应被这里阐述的实施例所限制。相反,提供这些实施例是为了能够更透彻地理解本公开,并且能够将本公开的范围完整地传达给本领域的技术人员。需要说明的是,在不冲突的情况下,本发明中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施例来详细说明本发明。
核动力安全双组阀是一种用于核电站的重要安全阀门,其作用是在核反应堆停止后,保证冷却剂能够安全地排放。
但是,目前的核动力安全双组阀通常采用机械式驱动结构,其可靠性和精度受限于驱动结构的精度和可靠性,导致其安全双组阀在使用时存在着性能不稳定,进而出现其故障频发的情况,进一步的给核电站的安全运行带来了很大的隐患。
鉴于此,本发明提出了一种提升核动力安全双组阀性能的方法,通过精准的控制安全双组阀中阀门开启角度,提高其可靠性,进而保证核动力安全双组阀在使用中的稳定性。
参阅图1所示,本实施例提供了一种提升核动力安全双组阀性能的方法包括:
步骤S100.获取反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息以及安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态信息。
步骤S200.根据反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整。
可以看出的是,本发明实施例中提升核动力安全双组阀性能的方法通过获取实时监测获取反应堆壳体内部冷凝剂的信息和堆芯的温度信息帮助判断反应堆是否处于安全状态,通过对反应堆的安全状态的判断,进而去调整安全双组阀中主副阀门的开启角度,进而保证保持反应堆的稳定和安全运行。
可以理解的是,通过实时监测冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整,从而优化反应堆的热力学性能,提高其效率和产能,同时通过根据实时监测到的冷凝剂信息和堆芯温度信息对安全双组阀中主阀门和副阀门开启角度进行精准的控制,有效的减少了安全双组阀的过度使用和磨损,进而达到延长反应堆的使用寿命,极大的提升了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明实施例中根据反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整时包括:获取反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J;根据冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的关系,判断反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J是否处于标准值:当J≥J1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J符合标准值。当J<J1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。
可以看出的是,本发明实施例中通过对反应堆壳体内的冷凝剂的体积进行实时的监测,进而在其冷凝剂的体积不满足于预设标准的壳内体积时,通过对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,使壳内的冷凝剂体积进行增长,有效的避免了因壳体内冷凝剂较少导致的反应堆事故发生。
可以理解的是,通过实时监测反应堆壳体内部的冷凝剂体积,并根据监测结果与标准冷凝剂体积的进行比对,进而在判断冷凝剂的体积不符合标准值,对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整有效的避免过热或其他异常情况的发生,进而在确保反应堆的稳定和安全运行的同时,有效的提升了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明一些实施例中当J<J1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整时包括:获取冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的体积差值△J,设定△J=J-J1;并根据体积差值△J与预设的体积差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调整系数对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;其中,预设第一体积差值△J1,预设第二体积差值△J2,预设第一调整系数S1,预设第二调整系数S2,预设第三调整系数S3,其中,△J1<△J2;0.5<S1<S2<S3<0.8。
当△J≤△J1时,选定预设第三调整系数S3对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。
当△J1<△J≤△J2时,选定预设第二调整系数S2对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。
当△J>△J2时,选定预设第一调整系数S1对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。在选定预设第i调整系数Si对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并将调整后的安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z1,设定Z1=Z*Si,其中,Z为安全双组阀中的主阀门的开启初始角度,Si为安全双组阀中的主阀门的开启角度的预设调整系数,设定i=1,2,或3。
可以理解的是,通过根据冷凝剂实时体积与预设标准冷凝剂体积之间的体积差值,对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,有效的避免了因反应堆壳体内堆芯因冷凝剂较少导致过热的情况出现,进一步的导致安全双组阀因过热而产生的故障失效的问题,同时根据实时调整安全双组阀中的主阀门的开启角度,使反应堆的运行始终处于最佳工作状态,在有效的提高反应堆的运行效率和功率输出中,减少了反应堆的维护成本和停机时间,进而的延长了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明的一些实施例中,在选定预设第i调整系数Si对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并获取调整后的安全双组阀中的主阀门的开启角度Z1时,包括:获取反应堆壳体内部冷凝剂的实时流动速度G;根据实时流动速度G与预设标准的流动速度G1之间的关系,判断反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G是否处于标准的流动速度:当G=G1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G处于标准的流动速度。当G>G1,G<G1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
可以看出的是,本发明中通过获取反应堆壳体内冷凝剂的流动速度与标准的流动速度之间的关系判断当前反应堆壳体内部是否发生问题,并在判断出冷凝剂的流动速度高于标准流动速度时,开启角度适当减小控制冷凝剂的流量,或是在判断出冷凝剂的流动速度低于标准流动速度时,启角度适当增大,以增加流量,进而有效避免因流速异常而导致的安全事故发生。
可以理解的是,通过实时监测反应堆壳体内部冷凝剂的流动速度,并根据预设的标准流动速度进行比对,能够及时发现冷凝剂的流速异常,有效避免因流速异常而导致的安全事故发生。同时,通过对安全双组阀中主阀门的开启角度进行修正,及时的调整冷凝剂的流量,保证反应堆壳体内部的温度控制在安全范围内,从而确保反应堆的正常运行和安全,进一步极大的提高了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明的一些实施例中,当G>G1,G<G1时,则判断反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正时包括:获取实时流速G与预设标准的流动速度G1之间的流速数据差值△G,设定△G=G-G1;并根据流速数据差值△G与预设的流速数据差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的修正系数对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;其中,预设第一流速数据差值△G1,预设第二流速数据差值△G2,第一修正系数F1,第二修正系数F2,第三修正系数F3,其中,△G1<0<△G2;0.25<F1<F2<F3<0.75。
当△G≤△G1时,则选定第一修正系数F1对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
当△G1<△G≤0时,则选定不对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
当0<△G≤△G2时,则选定第二修正系数F2对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
当△G>△G2时,则选定第三修正系数F3对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
在选定第i修正系数Fi对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并将修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z2,Z2=Z1*Fi,其中,Fi为安全双组阀中的主阀门的开启角度修正系数,设定i=1,2,或3。
可以理解的是,根据反应堆壳体内冷凝剂的实时流速与标准流速之间的流速差值对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,进而使反应堆壳体内冷凝剂的实时流速趋于标准流速,减少因流速异常而导致的安全事故发生,进而确定堆芯的温度处于稳定的状态,从而确保反应堆的正常运行和安全,进一步的提高了提高了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明的一些实施例中,在选定第i修正系数Fi对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并获取修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度Z2时包括:获取安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D;根据实时压力值D与预设标准压力值D1之间的关系,判断安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D是否为标准压力值:当D≤D1时,则判断安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D为标准压力值。当D>D1时,则判断安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
可以理解的是,通过实时监测安全双组阀中的主阀门处的压力值,并根据压力值与标准压力值之间的关系进行判断,及时对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整和修正,确保反应堆系统的安全稳定运行,防止因压力值异常而导致的安全双组阀中的主阀门发生损坏,进一步造成反应堆出现安全事故,损害使用人员和设备的安全。
具体而言,在本发明的一些实施例中,当D>D1时,则判断安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正时,包括:获取实时压力值D与预设标准压力值D1之间压力差值△D,设定△D=D-D1;并根据压力差值△D与预设的压力差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的二次修正系数对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;其中,预设第一压力差值△D1,预设第二压力差值△D2,预设第一二次修正系数A1,预设第二二次修正系数A2,预设第三二次修正系数A3,其中,△D1<△D2;0.7<A1<A2<A3<0.85:
当△D≤△D1时,则选定预设第一二次修正系数A1对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
当△D1<△D≤△D2时,则选定预设第二二次修正系数A2对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
当△D>△D2时,则选定预设第三二次修正系数A3对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并将二次修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z3,设定Z3=Z2*Ai,其中Ai为安全双组阀中的主阀门的开启角度二次修正系数,设定i=1,2,或3。
可以理解的是,通过对安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,可以有效控制安全双组阀中的主阀门受到的压力冲击,始终保证安全双组阀中的主阀门处的压力值D在准压力值D1范围内,从而提高安全双组阀使用中的稳定性和可靠性。
具体而言,在本发明的一些实施例中,在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并获取二次修正后的安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z3时包括:获取安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q;根据实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的关系,判断安全双组阀中的主阀门运行是否正常:当Q≥Q1时,则判断安全双组阀中的主阀门运行正常。当Q<Q1时,则判断安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整。
可以理解到的是,通过实时监测主阀门的开启速度,及时判断安全双组阀中的主阀门是否正常运行,并且在发现安全双组阀中的主阀门是否正常运行没有正常运行时,通过对副阀门的开启角度进行调整来保证核反应堆的运行的稳定性和安全性,进一步的提升其安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明的一些实施例中,当Q<Q1时,则判断安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整时包括:获取实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间速度差值△Q,设定△Q=Q-Q1;并根据速度差值△Q与预设的速度差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调节系数对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;其中,预先设定第一预设速度差值△Q1,设定第二预设速度差值△Q2,设定第一调节系数W1,设定第二调节系数W2,设定第三调节系数W3,其中,△Q1<△Q2;1>W1>W1>W1>0。
当△Q≤△Q1时,则选定第一调节系数W1对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节。
当△Q1<△Q≤△Q2时,则选定第二调节系数W2对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节。
当△Q>△Q2时,则选定第三调节系数W3对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节。
在选定第i调节系数Wi对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并将调节后的安全双组阀中的副阀门的开启角度设置为B1,设定B1=B*Wi,其中,B为安全双组阀中的副阀门的开启初始角度,Wi为安全双组阀中的副阀门的开启角度的调节系数,设定i=1,2,或3。
可以理解的是,当安全双组阀中的主阀门运行不正常时,通过对副阀门的开启角度进行调整,及时的填补了安全双组阀中主阀门运行出现的问题,从而有效的降低了安全双组阀的安全风险,另一方面提升了安全双组阀的使用性能。
具体而言,在本发明的一些实施例中,在选定第i调节系数Wi对安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并获取调节后的安全双组阀中的副阀门的开启角度B1时,包括;根据调节后的安全双组阀中的副阀门的开启角度B1,通知用户对安全双组阀中的主阀门进行维修。
具体而言,本发明实施例一种夜间施工用的噪声监控系统及方法,其通过根据实时监测反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息的变化对安全双组阀中的主阀门和副阀门的开启状态进行调整,不仅减少过度使用和磨损,从而延长反应堆的使用寿命,同时优化冷凝剂流动,提高能源效率,有效的降低反应堆事故发生的风险,进一步极大的提升了核动力安全双组阀的使用性能。
本领域内的技术人员应明白,本申请的实施例可提供为方法、系统或计算机程序产品。因此,本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例,或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且,本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框,以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器,使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中,使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品,该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上,使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理,从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
最后应当说明的是:以上实施例仅用以说明本发明的技术方案而非对其限制,尽管参照上述实施例对本发明进行了详细的说明,所属领域的普通技术人员应当理解:依然可以对本发明的具体实施方式进行修改或者等同替换,而未脱离本发明精神和范围的任何修改或者等同替换,其均应涵盖在本发明的权利要求保护范围之内。

Claims (10)

1.一种提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,包括:
获取反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息以及安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态信息;
根据所述反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对所述安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整。
2.如权利要求1所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,根据所述反应堆壳体内部冷凝剂体积信息和堆芯温度信息对所述安全双组阀中主阀门和副阀门的开启状态进行调整时,包括:
获取所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J;
根据所述冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的关系,判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J是否处于标准值;
当J≥J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J符合标准值;
当J<J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整。
3.如权利要求2所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述当J<J1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂实时体积J不符合标准值,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整时,包括:
获取所述冷凝剂实时体积J与预设标准冷凝剂体积J1之间的体积差值△J,设定△J=J-J1;并根据所述体积差值△J与预设的体积差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调整系数对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
其中,预设第一体积差值△J1,预设第二体积差值△J2,预设第一调整系数S1,预设第二调整系数S2,预设第三调整系数S3,其中,△J1<△J2;0.5<S1<S2<S3<0.8;
当△J≤△J1时,选定所述预设第三调整系数S3对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
当△J1<△J≤△J2时,选定所述预设第二调整系数S2对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
当△J>△J2时,选定所述预设第一调整系数S1对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整;
在选定预设第i调整系数Si对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并将调整后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z1,设定Z1=Z*Si,其中,Z为所述安全双组阀中的主阀门的开启初始角度,Si为所述安全双组阀中的主阀门的开启角度的预设调整系数,设定i=1,2,或3。
4.如权利要求3所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述在选定预设第i调整系数Si对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行调整,并获取调整后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度Z1时,包括:
获取所述反应堆壳体内部冷凝剂的实时流动速度G;
根据所述实时流动速度G与所述预设标准的流动速度G1之间的关系,判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G是否处于标准的流动速度;
当G=G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝剂的实时流动速度G处于标准的流动速度;
当G>G1,G<G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正。
5.如权利要求4所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述当G>G1,G<G1时,则判断所述反应堆壳体内部的冷凝的实时流速G高于或是低于标准流动速度,并对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正时,包括:
获取所述实时流速G与预设标准的流动速度G1之间的流速数据差值△G,设定△G=G-G1;并根据所述流速数据差值△G与预设的流速数据差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的修正系数对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
其中,预设第一流速数据差值△G1,预设第二流速数据差值△G2,第一修正系数F1,第二修正系数F2,第三修正系数F3,其中,△G1<0<△G2;0.25<F1<F2<F3<0.75;
当△G≤△G1时,则选定所述第一修正系数F1对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当△G1<△G≤0时,则选定不对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当0<△G≤△G2时,则选定所述第二修正系数F2对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
当△G>△G2时,则选定所述第三修正系数F3对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正;
在选定第i修正系数Fi对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并将修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z2,Z2=Z1*Fi,其中,Fi为安全双组阀中的主阀门的开启角度修正系数,设定i=1,2,或3。
6.如权利要求5所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述在选定第i修正系数Fi对所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行修正,并获取修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度Z2时包括:
获取所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D;
根据所述实时压力值D与预设标准压力值D1之间的关系,判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D是否为标准压力值;
当D≤D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D为标准压力值;
当D>D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正。
7.如权利要求6所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述当D>D1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门处的实时压力值D超出标准压力值,并对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正时,包括:
获取所述实时压力值D与预设标准压力值D1之间压力差值△D,设定△D=D-D1;并根据所述压力差值△D与预设的压力差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的二次修正系数对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
其中,预设第一压力差值△D1,预设第二压力差值△D2,预设第一二次修正系数A1,预设第二二次修正系数A2,预设第三二次修正系数A3,其中,△D1<△D2;0.7<A1<A2<A3<0.85;
当△D≤△D1时,则选定所述预设第一二次修正系数A1对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
当△D1<△D≤△D2时,则选定所述预设第二二次修正系数A2对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
当△D>△D2时,则选定所述预设第三二次修正系数A3对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正;
在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并将二次修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置为Z3,设定Z3=Z2*Ai,其中Ai为所述安全双组阀中的主阀门的开启角度二次修正系数,设定i=1,2,或3。
8.如权利要求7所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述在选定预设第i二次修正系数Ai对修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度进行二次修正,并获取所述二次修正后的所述安全双组阀中的主阀门的开启角度设置Z3时,包括:
获取所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q;
根据所述实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的关系,判断所述安全双组阀中的主阀门运行是否正常;
当Q≥Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行正常;
当Q<Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整。
9.如权利要求8所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述当Q<Q1时,则判断所述安全双组阀中的主阀门运行不正常,并根据所述安全双组阀中的主阀门的实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间的速度差值对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调整时,包括:
获取所述实时开启速度Q与预设标准开启速度Q1之间速度差值△Q,设定△Q=Q-Q1;并根据所述速度差值△Q与预设的速度差值之间进行比对,根据比对结果选定相应的调节系数对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
其中,预先设定第一预设速度差值△Q1,设定第二预设速度差值△Q2,设定第一调节系数W1,设定第二调节系数W2,设定第三调节系数W3,其中,△Q1<△Q2;1>W1>W1>W1>0;
当△Q≤△Q1时,则选定所述第一调节系数W1对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
当△Q1<△Q≤△Q2时,则选定所述第二调节系数W2对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
当△Q>△Q2时,则选定所述第三调节系数W3对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节;
在选定第i调节系数Wi对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并将调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度设置为B1,设定B1=B*Wi,其中,B为所述安全双组阀中的副阀门的开启初始角度,Wi为所述安全双组阀中的副阀门的开启角度的调节系数,设定i=1,2,或3。
10.如权利要求9所述的提升核动力安全双组阀性能的方法,其特征在于,所述在选定第i调节系数Wi对所述安全双组阀中的副阀门的开启角度进行调节,并获取调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度B1时,包括;
根据调节后的所述安全双组阀中的副阀门的开启角度B1,通知用户对所述安全双组阀中的主阀门进行维修。
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Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE600527A (fr) * 1960-03-15 1961-06-16 Atomic Energy Commission Perfectionnements aux réacteurs nucléaires
US4195655A (en) * 1976-07-28 1980-04-01 Klein, Schanzlin, & Becker Aktiengesellschaft Valve for regulating the flow of hot fluids
JPS5913176A (ja) * 1982-07-12 1984-01-23 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 弁動作監視装置
KR101915638B1 (ko) * 2018-04-13 2018-11-06 장훈 다채널 밸브제어 및 자가고장 진단 시스템
CN110285077A (zh) * 2019-06-18 2019-09-27 岭澳核电有限公司 核电站用反应堆冷却剂泵的停运方法和停运系统
CN111290443A (zh) * 2020-04-02 2020-06-16 广西防城港核电有限公司 核电站稳压器的连续喷淋流量控制系统
CN111322440A (zh) * 2018-12-13 2020-06-23 劳斯莱斯有限公司 减压阀
CN112163298A (zh) * 2020-09-30 2021-01-01 中国核动力研究设计院 严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质
CN113220039A (zh) * 2021-04-21 2021-08-06 广东核电合营有限公司 用于核电站的阀门控制方法、装置、设备和存储介质
CN114330010A (zh) * 2021-12-31 2022-04-12 天津大学 一种数字核电站仿真运行数据的预测方法

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE600527A (fr) * 1960-03-15 1961-06-16 Atomic Energy Commission Perfectionnements aux réacteurs nucléaires
US4195655A (en) * 1976-07-28 1980-04-01 Klein, Schanzlin, & Becker Aktiengesellschaft Valve for regulating the flow of hot fluids
JPS5913176A (ja) * 1982-07-12 1984-01-23 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 弁動作監視装置
KR101915638B1 (ko) * 2018-04-13 2018-11-06 장훈 다채널 밸브제어 및 자가고장 진단 시스템
CN111322440A (zh) * 2018-12-13 2020-06-23 劳斯莱斯有限公司 减压阀
CN110285077A (zh) * 2019-06-18 2019-09-27 岭澳核电有限公司 核电站用反应堆冷却剂泵的停运方法和停运系统
CN111290443A (zh) * 2020-04-02 2020-06-16 广西防城港核电有限公司 核电站稳压器的连续喷淋流量控制系统
CN112163298A (zh) * 2020-09-30 2021-01-01 中国核动力研究设计院 严重事故卸压阀内部环境条件分析方法、设备及存储介质
CN113220039A (zh) * 2021-04-21 2021-08-06 广东核电合营有限公司 用于核电站的阀门控制方法、装置、设备和存储介质
CN114330010A (zh) * 2021-12-31 2022-04-12 天津大学 一种数字核电站仿真运行数据的预测方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
李健;王克成;罗亮;张倬;: "ACP1000核电厂稳压器安全阀提供低温超压保护的安全分析研究", 科技视界, no. 05, pages 24 - 26 *

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