CN116543929A - 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统 - Google Patents

核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统 Download PDF

Info

Publication number
CN116543929A
CN116543929A CN202310466631.1A CN202310466631A CN116543929A CN 116543929 A CN116543929 A CN 116543929A CN 202310466631 A CN202310466631 A CN 202310466631A CN 116543929 A CN116543929 A CN 116543929A
Authority
CN
China
Prior art keywords
signal
temperature
boron dilution
reactor coolant
uniform boron
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.)
Pending
Application number
CN202310466631.1A
Other languages
English (en)
Inventor
朱增培
江俊锋
徐教珅
秦戈
季江伟
唐辉
程琴
余壮壮
蔡科委
何凡
金鑫
李东原
刘世尧
李晓波
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.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Yangjiang Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
Yangjiang Nuclear Power Co Ltd
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 China Nuclear Power Engineering Co Ltd, Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd, Yangjiang Nuclear Power Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN202310466631.1A priority Critical patent/CN116543929A/zh
Publication of CN116543929A publication Critical patent/CN116543929A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统，在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下，执行以下步骤：对反应堆冷却剂系统进行实时监测；判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号；若是，获取反应堆冷却剂的平均温度；根据反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。本发明通过上述步骤，可以避免防非均匀硼稀释保护在完全卸料工况下误触发所导致的问题，而且防非均匀硼稀释保护动作的启动或者未启动均为自动控制过程，可以防止操纵员误操作风险，避免人因失误，进一步提高核电机组运行的安全性。

Description

核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统
技术领域
本发明涉及核电厂压水堆的技术领域，更具体地说，涉及一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统。
背景技术
反应堆硼稀释事故是指反应堆冷却剂系统意外引入较低硼尝试的硼酸溶液或者除盐水，导致堆芯反应性增加，这会给反应堆的安全带来威胁。根据反应性引入的快慢，可将引入的硼稀释事故分为均匀硼稀释和非均匀硼稀释两种类型。
某核电站为防止通过化学和容积控制系统进入到反应堆冷却剂系统中的低硼水形成清水团，进而导致非均匀硼稀释风险，也设置了一种防非均匀硼稀释保护措施：在余热排出系统未接入反应堆冷却剂系统状态下，当丧失强迫循环且丧失自然循环时，建立一个防非均匀硼稀释系统，将化学和容积控制系统上充泵入口从容控箱切换到换料水箱，防止通过化学和容积控制系统上充泵将低硼水注入反应堆冷却剂系统并在主泵泵壳、主管道过渡段形成低硼浓度的水团。
这种防非均匀硼稀释保护的措施的缺陷是：在完全卸料工况存在非必要的触发，引入误动作风险。而误动作的产生会导致如下问题：直接影响机组正常检修工作，可能导致工业安全事件；存在含放射性水意外泄漏风险，并可能导致运维人员沾污，可能导致放射性事件；存在导致换料水箱水不可控下降风险，影响电厂整体发电计划。另外，目前的方案是通过人工判断及人为操作，进行防非均匀硼稀释系统的投退，存在人因误操作风险。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，提供一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下，执行以下步骤：
对反应堆冷却剂系统进行实时监测；
判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号；
若是，获取反应堆冷却剂的平均温度；
根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法中，所述根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制包括：
判断所述反应堆冷却剂的平均温度是否大于预设温度；
若所述反应堆冷却剂的平均温度大于预设温度，则启动防非均匀硼稀释保护动作；
若所述反应堆冷却剂的平均温度小于等于所述预设温度，则不启动防非均匀硼稀释保护动作。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法中，所述获取反应堆冷却剂的平均温度包括：
获取所述反应堆冷却剂的多个实时温度；
对所述多个实时温度进行预处理，获得多个有效温度；
对所述多个有效温度进行均值处理，获得所述反应堆冷却剂的平均温度。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法中，所述预设温度通过以下步骤获得：
获取机组下行时余热排出系统的下行接入温度；
获取机组下行时余热排出系统的下行退出温度；
获取机组上行时余热排出系统的上行接入温度；
获取机组上行时余热排出系统的上行退出温度；
根据所述上行接入温度和所述上行退出温度进行分析，获得所述余热排出系统的上行温度变化趋势；
根据所述下行接入温度和所述下行退出温度进行分析，获得所述余热排出系统的下行温度变化趋势；
对所述余热排出系统的上行温度变化趋势和所述余热排出系统的下行温度变化趋势进行分析，获得所述预设温度。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法中，所述方法还包括：
在启动防非均匀硼稀释保护动作后，输出防非均匀硼稀释保护触发报警信号。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法中，所述方法还包括：
判断是否接收到复位控制信号；
若是，根据所述复位控制信号执行复位操作。
本发明还提供一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统，包括：
信号监测模块，用于对反应堆冷却剂系统进行实时监测；
第一逻辑判断模块，用于判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号，若是，则输出第一逻辑信号；
控制单元，用于在接收到所述第一逻辑信号时，获取反应堆冷却剂的平均温度，并根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统中，所述控制单元包括：
温度监测模块，用于获取反应堆冷却剂的平均温度；
比较模块，用于将所述反应堆冷却剂的平均温度与预设温度进行比较，并输出比较信号；
第二逻辑判断模块，用于根据所述第一逻辑信号和所述比较信号输出第二逻辑信号；
触发控制模块，用于根据所述第二逻辑信号执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统中，还包括：
报警模块，用于在启动防非均匀硼稀释保护动作后，根据所述触发控制模块输出的报警控制信号输出报警信号；
复位模块，用于根据接收的复位控制信号输出复位信号至所述触发控制模块。
在本发明所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统中，所述第一逻辑判断模块和所述第二逻辑判断模块均为与门；
所述触发控制模块为RS触发器。
实施本发明的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统，具有以下有益效果：在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下，执行以下步骤：对反应堆冷却剂系统进行实时监测；判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号；是，获取反应堆冷却剂的平均温度；根据反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。本发明通过上述步骤，可以避免防非均匀硼稀释保护在完全卸料工况下误触发所导致的问题，而且防非均匀硼稀释保护动作的启动或者未启动均为自动控制过程，可以防止操纵员误操作风险，避免人因失误，进一步提高核电机组运行的安全性。
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是本发明实施例提供的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法的流程示意图；
图2是本发明提供的预设温度选取示意图；
图3是本发明实施例提供的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统的逻辑示意图。
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，所描述的实施例仅仅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做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。
参考图1，本发明提供了一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法一优选实施例。
如图1所示，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下，执行以下步骤：
步骤S101、对反应堆冷却剂系统进行实时监测。
具体的，对反应堆冷却剂系统的实时监测是在反应堆的全部工况下进行的，即本发明的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法在反应堆的全部工况状态下均生效。
步骤S102、判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号。
具体的，防非均匀硼稀释保护动作的启动条件是：反应堆冷却剂系统的一回路丧失强迫循环、一回路丧失自然循环且余热排出系统未接入。因此，本发明实施例中，在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下(即反应堆的全部工况)，需要实时监测一回路和余热排出系统的状态，进而监测一回路强迫循环是否丧失、一回路自然循环是否丧失以及余热排出系统是否接入。当一回路强迫循环丧失时，丧失强迫循环信号产生，当一回路自然循环丧失时，丧失自然循环信号产生。
步骤S103、若是，获取反应堆冷却剂的平均温度。
可选的，本发明实施例中，获取反应堆冷却剂的平均温度包括：获取反应堆冷却剂的多个实时温度；对多个实时温度进行预处理，获得多个有效温度；对多个有效温度进行均值处理，获得反应堆冷却剂的平均温度。
例如，可以获取反应堆冷却剂在一个时间段内的3个实时温度，然后对该3个实时温度进行预处理，剔除无效的温度，获得2个实时温度，该2个实时温度即为有效温度，进而对该2个实时温度取平均值，获得反应堆冷却剂的平均温度。通过取多个有效温度的平均值，可以增强冗余性能，避免单一失效。
步骤S104、根据反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
可选的，本发明实施例中，根据反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制包括：判断反应堆冷却剂的平均温度是否大于预设温度；若反应堆冷却剂的平均温度大于预设温度，则启动防非均匀硼稀释保护动作；若反应堆冷却剂的平均温度小于等于预设温度，则不启动防非均匀硼稀释保护动作。其中，启动防非均匀硼稀释保护动作为：执行隔离化学和容积控制系统并将上充泵入口从容控箱切换到换料水箱。
本发明实施例中，当检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号，且同时余热排出系统未接入时，同时判断反应堆冷却剂的平均温度是否大于预设温度，如果反应堆冷却剂的平均温度大于预设温度，则确定启动防非均匀硼稀释保护动作，否则不启动防非均匀硼稀释保护动作。通过该方法可以有效避免在完全卸料工况，当余热排出系统退出运行时，防非均匀硼稀释系统产生非必要的触发，进而导致误动作发生，从而可以避免因误动作发生所导致的一系列问题(如影响机组正常检修工作导致工业安全事件；存在含放射性水意外泄漏风险，导致放射性事件发生；导致换料水箱水装是不可控下降风险，影响电厂整体发电计划)。
可选的，本发明实施例中，预设温度通过以下步骤获得：获取机组下行时余热排出系统的下行接入温度；获取机组下行时余热排出系统的下行退出温度；获取机组上行时余热排出系统的上行接入温度；获取机组上行时余热排出系统的上行退出温度；根据上行接入温度和上行退出温度进行分析，获得余热排出系统的上行温度变化趋势；根据下行接入温度和下行退出温度进行分析，获得余热排出系统的下行温度变化趋势；对余热排出系统的上行温度变化趋势和余热排出系统的下行温度变化趋势进行分析，获得预设温度。
具体的，如图2所示，在机组下行时(机组下行为机组是一个不断降温和降压的过程)，当停堆后机组降温并进入热停堆，然后通过蒸汽发生器冷却至余热排出系统接入温度T2；随后由余热排出系统冷却并维持在某一温度T3以下；在堆芯完全卸料以及将余热排出系统退出一回路，一回路逐渐自然冷却至环境温度。
如图2所示，在机组上行时(机组上行为机组是一个不断升温和升压的过程)，在反应堆处于完全卸料状态时，一回路温度为环境温度；在堆芯装料前先将余热排出系统接入一回路；在完成堆芯装料后，通过余热排出系统将一回路温度控制在温度T3以下；随后通过主泵热将一回路加热至余热排出系统退出温度T2后，将余热排出系统正常退出一回路；然后由汽机旁路系统控制一回路升温至热停堆。
防非均匀硼稀释系统对应的工况是在机组高状态下余热排出系统未接入，对应的反应堆冷却剂平均温度在T2以上，所以在T2以下时可以禁止防非均匀硼稀释保护动作触发。同时，为了防止在完全卸料工况下余热排出系统退出后触发防非均匀硼稀释系统动作，因此，在余热排出系统退出前就禁止防非均匀硼稀释系统动作。基于上述原理，预设温度可在温度T2和T3之间进行选择，记为T1。进一步地，考虑一定的裕量，预设温度T1可选取尽量低。
图3中，RHR表示余热排出系统(Residual Heat Removal System)。
进一步地，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法还包括：在启动防非均匀硼稀释保护动作后，输出防非均匀硼稀释保护触发报警信号。
进一步地，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法还包括：判断是否接收到复位控制信号；若是，根据复位控制信号执行复位操作。其中，复位控制信号可由系统触发，或者，也可以由操纵员触发产生。通过该设置，可以在事故处理完成后，通过复位控制信号执行复位操作(如复位指示和驱动指令)，可以恢复到正常运行状态。
进一步地，本发明实施例中，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法的控制逻辑可以根据以下步骤进行设置：
首先，分析防非均匀硼稀释保护对应的工况范围。
具体的，防非均匀硼稀释保护的触发条件是：丧失强迫循环，丧失自然循环，余热排出系统未接入反应堆冷却剂系统，这三个条件都满足。机组在功率运行时(比如工况1)，依靠强迫循环来冷却堆芯；当强迫循环丧失时，机组需后撤下行，依靠自然循环冷却堆芯，进行降温降压；当机组温度压力降低到无法建立自然循环时，则接入余热排出系统来冷却堆芯。当余热排出系统接入反应堆冷却剂系统时，不需要防非均匀硼稀释保护，且也不会触发。当反应堆完全卸料后(工况14)，堆芯无燃料且不需要冷却，所以可以将余热排出系统退出反应堆冷却剂系统，此时丧失强迫循环和丧失自然循环信号同时也存在，导致防非均匀硼稀释保护触发，而此时堆芯已经没有燃料，因此不会有误稀释事故。
因此，防非均匀硼稀释保护对应的工况范围(以机组下行过程为例进行说明)为：在工况14(完全卸料工况(即堆芯燃料完全卸出))中会误触发，即当RHR退出反应堆冷却剂系统时，防非均匀硼稀释保护会触发。在机组上行过程中，RHR接入/退出状态与下行一致。
其次，根据工况范围确定防非均匀硼稀释保护动作的退出条件。
具体的，在工况14时，当RHR退出后，防非均匀硼稀释保护会触发，因此，可以考虑在进入工况14前退出防非均匀硼稀释保护动作。因此，可以基于该原理确定防非均匀硼稀释保护动作的控制条件，即在进入工况14前退出防非均匀硼稀释保护动作。
接着，选取特征信号。
具体的，机组下行过程是一个不断降温和降压的过程，机组上行过程是一个不断升温和升压的过程。因此，可以考虑选择温度条件来表征RHR接入/退出的状态，进而可表征防非均匀硼稀释保护动作的启动/不启动的条件。其中，可以选择反应堆冷却剂的平均温度作为特征信号。
然后，基于特征信号确定判断条件。
具体的，特征信号的判断条件的确定可参考步骤预设温度的选取。
最后，根据生效条件、特征信号和判断条件设置防非均匀硼稀释保护自动控制逻辑。
在一个优选实施例中，如图3所示，为本发明提供的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统的逻辑示意图。
该实施例中，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统包括：
信号监测模块10，用于对反应堆冷却剂系统进行实时监测。
第一逻辑判断模块20，用于判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号，若是，则输出第一逻辑信号。
控制单元30，用于在接收到第一逻辑信号时，获取反应堆冷却剂的平均温度，并根据反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
可选的，本发明实施例中，控制单元30包括：
温度监测模块31，用于获取反应堆冷却剂的平均温度。
比较模块32，用于将反应堆冷却剂的平均温度与预设温度进行比较，并输出比较信号。
第二逻辑判断模块33，用于根据第一逻辑信号和比较信号输出第二逻辑信号。
触发控制模块34，用于根据第二逻辑信号执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
进一步地，本发明实施例中，该核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统还包括：
报警模块35，用于在启动防非均匀硼稀释保护动作后，根据触发控制模块输出的报警控制信号输出报警信号；
复位模块36，用于根据接收的复位控制信号输出复位信号至触发控制模块。
本发明实施例中，第一逻辑判断模块和第二逻辑判断模块均为与门(其中，图3中的“&”表示与门)；触发控制模块为RS触发器((其中，图3中的“RS”表示RS触发器))。
具体的，这里的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统中各单元/模块之间具体的配合操作过程具体可以参照上述核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，这里不再赘述。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的装置而言，由于其与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
专业人员还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤，能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现，为了清楚地说明硬件和软件的可互换性，在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行，取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
结合本文中所公开的实施例描述的方法或算法的步骤可以直接用硬件、处理器执行的软件模块，或者二者的结合来实施。软件模块可以置于随机存储器(RAM)、内存、只读存储器(ROM)、电可编程ROM、电可擦除可编程ROM、寄存器、硬盘、可移动磁盘、CD-ROM、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。
以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施，并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (10)

1.一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，在反应堆从功率运行到完全卸料的全部工况下，执行以下步骤：
对反应堆冷却剂系统进行实时监测；
判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号；
若是，获取反应堆冷却剂的平均温度；
根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
2.根据权利要求1所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，所述根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制包括：
判断所述反应堆冷却剂的平均温度是否大于预设温度；
若所述反应堆冷却剂的平均温度大于预设温度，则启动防非均匀硼稀释保护动作；
若所述反应堆冷却剂的平均温度小于等于所述预设温度，则不启动防非均匀硼稀释保护动作。
3.根据权利要求1所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，所述获取反应堆冷却剂的平均温度包括：
获取所述反应堆冷却剂的多个实时温度；
对所述多个实时温度进行预处理，获得多个有效温度；
对所述多个有效温度进行均值处理，获得所述反应堆冷却剂的平均温度。
4.根据权利要求2所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，所述预设温度通过以下步骤获得：
获取机组下行时余热排出系统的下行接入温度；
获取机组下行时余热排出系统的下行退出温度；
获取机组上行时余热排出系统的上行接入温度；
获取机组上行时余热排出系统的上行退出温度；
根据所述上行接入温度和所述上行退出温度进行分析，获得所述余热排出系统的上行温度变化趋势；
根据所述下行接入温度和所述下行退出温度进行分析，获得所述余热排出系统的下行温度变化趋势；
对所述余热排出系统的上行温度变化趋势和所述余热排出系统的下行温度变化趋势进行分析，获得所述预设温度。
5.根据权利要求2所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，所述方法还包括：
在启动防非均匀硼稀释保护动作后，输出防非均匀硼稀释保护触发报警信号。
6.根据权利要求2所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法，其特征在于，所述方法还包括：
判断是否接收到复位控制信号；
若是，根据所述复位控制信号执行复位操作。
7.一种核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统，其特征在于，包括：
信号监测模块，用于对反应堆冷却剂系统进行实时监测；
第一逻辑判断模块，用于判断是否检测到丧失强迫循环信号、丧失自然循环信号以及余热排出系统未接入信号，若是，则输出第一逻辑信号；
控制单元，用于在接收到所述第一逻辑信号时，获取反应堆冷却剂的平均温度，并根据所述反应堆冷却剂的平均温度执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
8.根据权利要求7所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统，其特征在于，所述控制单元包括：
温度监测模块，用于获取反应堆冷却剂的平均温度；
比较模块，用于将所述反应堆冷却剂的平均温度与预设温度进行比较，并输出比较信号；
第二逻辑判断模块，用于根据所述第一逻辑信号和所述比较信号输出第二逻辑信号；
触发控制模块，用于根据所述第二逻辑信号执行对防非均匀硼稀释保护动作的控制。
9.根据权利要求8所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统，其特征在于，还包括：
报警模块，用于在启动防非均匀硼稀释保护动作后，根据所述触发控制模块输出的报警控制信号输出报警信号；
复位模块，用于根据接收的复位控制信号输出复位信号至所述触发控制模块。
10.根据权利要求8所述的核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制系统，其特征在于，所述第一逻辑判断模块和所述第二逻辑判断模块均为与门；
所述触发控制模块为RS触发器。
CN202310466631.1A 2023-04-23 2023-04-23 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统 Pending CN116543929A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310466631.1A CN116543929A (zh) 2023-04-23 2023-04-23 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202310466631.1A CN116543929A (zh) 2023-04-23 2023-04-23 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116543929A true CN116543929A (zh) 2023-08-04

Family

ID=87444553

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202310466631.1A Pending CN116543929A (zh) 2023-04-23 2023-04-23 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN116543929A (zh)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR910004191B1 (ko) 핵연료로 장전된 전력생산장치에서 부주의로 인한 임계 상태를 방지하기 위한 방법과 장치
US4399095A (en) Protection and control system for a nuclear reactor
CN106651217B (zh) 装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法
CN116543929A (zh) 核电厂防非均匀硼稀释保护自动控制方法和系统
JP6381839B1 (ja) 原子炉停止装置、原子炉停止方法及び炉心設計方法
CN114694858A (zh) 一种核电厂机组自动低压全速冷却方法和系统
CN111540485B (zh) 应对核电厂丧失正常给水atws事故的保护系统
CN113972016A (zh) 核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质
Song et al. Improvement of molten core cooling strategy in a severe accident management guideline
Hering et al. Status of experimental and analytical investigations on degraded core reflood
JP2922374B2 (ja) 原子力プラント事故対応支援システム
Zhang et al. Research on Operating Strategy of Total Loss of Essential Service Water System With RHR Not Connected in PWR Unit
Zhang et al. Research on Operating Strategy of Total Loss of Essential Service Water System With RHR Not Connected in PWR Unit
CN112037949B (zh) Ap1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法
Pingting et al. Research on Severe Accident Management Guidelines for HPR1000 NPP
Pan et al. Reliability analysis of emergency boron injection system based on dynamic flowgraph methodology
CN112700898A (zh) 一种先进压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋的方法
Li et al. THE RESEARCH OF OPERATION STRATEGY TO LOSS HEAT SINK OF SMALL MODULAR REACTORS
CN116703149A (zh) 应对硼误稀释风险的方法及其装置
CN114974621A (zh) 核电站均匀硼稀释事故的处理方法、系统
Jiao et al. Review on Reactor Coolant Pumps Trip Criteria After Small Break LOCA in PWR
Yi et al. The Emergency Operating Strategy Study of Containment Spray Based on Radiation Level in LBLOCA Condition
Aimin et al. Study on NPP Reactivity Accident Operating Strategy Design Based on Function Analysis and Task Analysis Technology
CN112700897A (zh) 一种压水堆核电厂事故后停运安全壳喷淋策略的设计方法
CN118039212A (zh) 核电厂应急柴油发电机运行优化方法和装置

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