CN110689973A - 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 - Google Patents

一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，包括以下步骤：S1、获取核电站故障信息，以计算得到使能信号；S2、判断冷却剂平均温度是否达到过冷度要求，得到降温判断结果；S3、获取蒸汽发生器隔离信息，结合使能信号和降温判断结果，计算得到更新信号；S4、根据蒸汽发生器二次侧压力和压控***压力设定值，基于更新信号，得到压控***压力参考值；S5、获取稳压器压力，结合压控***压力参考值，以控制喷淋阀的开度值，从而对一回路进行降压。与现有技术相比，本发明通过对核电站的监测数据进行计算处理，能够自动得到压控***压力参考值，避免了人工操作不准确以及判断时间过长的问题，提高了应急处理的准确度及速度。

Description

一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法
技术领域
本发明涉及核电站蒸汽发生器传热管破裂事故处理技术领域，尤其是涉及一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法。
背景技术
核电站蒸汽发生器传热管破裂，是指蒸汽发生器中一根或多根传热管发生破裂，使得一回路压力边界失去完整性，导致一回路和二回路连通，引发核泄漏事故。为此，现有的应急处理方式通常是在发生传热管破裂事故后，由操作员依据相应的报警或者技术规范程序的要求，进入标准操作规程，以进行事故控制，主要的控制策略为：
1、识别并隔离故障蒸汽发生器；
2、在保证过冷度的情况下，尽快控制一回路降压，减少并消除泄漏；
3、当一、二回路压力趋于平衡时，采用一、二回路同步降压的方式将反应堆撤至安全状态。
上述过程要求操作员不断对主控状态进行判断后采用相应的手段控制事故，但在实际的人工手动操作过程中，由于步骤复杂使得判断操作时间长，导致人工干预措施不够及时、准确，尤其在进行一回路的手动降压时，由于需要判断的条件过多，进一步加大了操作难度，无法及时、准确、快速地降低一回路压力，容易引发更加严重的核泄漏事故。
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核电站一回路降压控制方法。
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核电站一回路降压控制方法，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息，以计算得到使能信号；
S2、获取蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否达到过冷度要求，得到降温判断结果；
S3、获取蒸汽发生器隔离信息，结合使能信号和降温判断结果，计算得到更新信号；
S4、根据蒸汽发生器二次侧压力和压控***压力设定值，基于更新信号，得到压控***压力参考值；
S5、获取稳压器压力，结合压控***压力参考值，以控制喷淋阀的开度值，从而对一回路进行降压。
进一步地，所述步骤S1中核电站故障信息包括传热管破裂信号和停堆信号，所述使能信号是对传热管破裂信号和停堆信号进行逻辑与计算后得到的，当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时，使能信号为“1”，否则使能信号为“0”。
进一步地，所述步骤S2具体包括以下步骤：
S21、获取蒸汽发生器二次侧压力，根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，计算得到蒸汽发生器饱和温度；
S22、获取冷却剂平均温度，结合蒸汽发生器饱和温度，计算冷却度偏差；
S23、判断冷却度偏差是否满足要求：
-δ＜TP＜+δ
其中，TP表示过冷度偏差，δ表示过冷度波动裕度；
S24、若过冷度偏差TP满足步骤S23中的要求，则说明冷却剂平均温度达到过冷度要求，得到降温判断结果为“1”，否则说明冷却度平均温度未达到过冷度要求，得到降温判断结果为“0”。
进一步地，所述步骤S22中冷却度偏差TP的计算公式为：
TP＝Tav-(T2-Ts)
T2＝F(P2)
其中，Tav表示冷却剂平均温度，T2表示故障蒸汽发生器饱和温度，Ts表示过冷度标准值，P2表示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关系函数，x为蒸汽发生器压力，F(P2)则为蒸汽发生器二次侧压力与饱和温度之间的关系函数。
进一步地，所述步骤S3中更新信号是对蒸汽发生器隔离信息、使能信号和降温判断结果进行逻辑与计算后得到的，当蒸汽发生器隔离信息、使能信号和降温判断结果均为“1”时，更新信号为“1”，否则更新信号为“0”。
进一步地，所述步骤S3中蒸汽发生器隔离信息包括主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号、排污阀关闭信号，其中，蒸汽发生器隔离信息的信号值是对主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号进行逻辑与计算后得到的，当主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号均为“1”时，蒸汽发生器隔离信息为“1”，否则蒸汽发生器隔离信息为“0”。
进一步地，所述步骤S4具体包括以下步骤：
S41、以更新信号作为切换条件，当更新信号为“1”，则执行步骤S42，否则执行步骤S43；
S42、将蒸汽发生器二次侧压力值设置为压控***压力参考值；
S43、将压控***的压力设定值设置为压控***压力参考值，即维持当前压控***的压力设定值不变。
进一步地，所述步骤S5具体包括以下步骤：
S51、获取稳压器压力，之后将稳压器压力与压控***压力参考值进行作差计算，得到压力偏差；
S52、根据压力偏差，通过PID控制稳压器喷淋阀的开度值，使喷淋阀喷淋，对一回路进行降压。
与现有技术相比，本发明具有以下优点：
一、本发明以传热管破裂信号和停堆信号的逻辑与结果作为使能信号，并结合蒸发器隔离信息、降温判断结果，作为切换设置压控***压力参考值的更新信号，在保证有效降温之后能够自动降压，降压迅速及时、能可靠达到终止核泄漏的要求。
二、本发明通过自动切换，能够快速准确地设置压控***压力参考值，避免了人工操作不准确及判断时间过长的问题，有利于压控***后续及时控制喷淋阀的开度值，且不影响现有压控***的正常运行，实际可操作性强。
附图说明
图1为本发明的方法流程图；
图2为实施例中实现降压控制方法的***示意图；
图3为实施例中降压控制方法的逻辑结构图。
图中标记说明：
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核电站一回路降压控制方法，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息，以计算得到使能信号；
S2、获取蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否达到过冷度要求，得到降温判断结果；
S3、获取蒸汽发生器隔离信息，结合使能信号和降温判断结果，计算得到更新信号；
S4、根据蒸汽发生器二次侧压力和压控***压力设定值，基于更新信号，得到压控***压力参考值；
S5、获取稳压器压力，结合压控***压力参考值，以控制喷淋阀的开度值，从而对一回路进行降压。
如图2所示，本实施例通过核电站仪控***读取监测数据，在NETCONTROL***平台上进行传热管破裂事故后核电站一回路自动降压控制逻辑的程序编写，利用OPC通信实现NETCONTROL***程序和核电站仪控***相互通信，具体是以OPC作为通信工具，在NETCONTROL***中建立与所获取的监测点相应的变量数据库，将从核电站仪控***获取的数据设置为输入变量组、将输出给核电站仪控***的数据设置为输出变量组、将NETCONTROL***内部计算的变量设置为中间变量组。在设置完成变量组的基础上，根据自动降压控制方法的逻辑关系，在NETCONTROL***中编辑脚本程序，最终实现蒸汽发生器传热管破裂事故后应急响应中的自动降压控制。
实施例中降压控制方法的逻辑结构如图3所示，具体应用过程包括：
(1)对故障诊断***及核电站仪控***实时在线监测，获取核电站监测点状态及监测数据：
通过实时在线监测，分别获取停堆信号S、稳压器压力P1、蒸汽发生器二次侧压力P2、冷却剂平均温度Tav、主蒸汽隔离阀门状态D1、辅助给水泵供气阀门状态D2、排污管线阀门状态D3；通过故障诊断***在线检测，获取蒸汽发生器传热管道破裂信号U。
(2)将基于蒸汽发生器传热管破裂事故后应急处理中的自动降压控制方法在NETCONTROL***中实现。其中，停堆信号S与传热管破裂信号U共同触发冷却剂***自动降低冷却剂平均温度，当蒸汽发生器传热管破裂时，获取保护***发出的停堆信号S与故障诊断***发出的蒸汽发生器传热管破裂信号U，两者相与，得到使能信号Q，当蒸汽发生器传热管破裂时，U为“1”，否则U为“0”；当停堆时，S为“1”，否则为S为“0”；当蒸汽发生器传热管破裂信号U与停堆信号S同时为“1”时，Q为“1”；
当冷却剂***温度降低达到过冷度要求时，自动触发降压运行，使能信号Q为“1”时，触发冷却剂***自动降低冷却剂平均温度Tav，使冷却剂***温度Tav下降到蒸汽发生器压力P2对应饱和温度T2以下22℃，其中，Tav为冷却剂平均温度，P2为破管处的蒸汽发生器二次侧压力，T2为蒸汽发生器二次侧压力对应的饱和温度，22℃是实施例中过冷度标准值，冷却剂平均温度达到过冷度要求，有TP1为“1”，否则TP1为“0”；
根据使能信号Q、主蒸汽隔离阀门状态D1、辅助给水泵供气阀门状态D2、排污管线阀门状态D3和TP1的逻辑与计算结果，共同触发切换开关T，T为切换开关，用于连接核电站数字仪控***中压力控制***稳压器压力设定值测点处，当无传热管故障发生时，即正常运行时，压力控制***的压力参考值维持压力设定值不变；当蒸汽发生器传热管破裂故障发生时，切换开关T使得压力控制***的压力参考值为蒸汽发生器二次侧压力，将压控***压力参考值与一次侧检测的稳压器压力P1实时作比较，即稳压器压力跟随蒸汽发生器压力变化，得到两者之间的压力偏差，通过压力偏差去控制稳压器喷淋阀的开度状态，使稳压器喷淋阀喷淋，实现自动降压；
具体的主要程序逻辑为步骤e：
(e1)当U＝“1”&S＝“1”时，Q＝“1”；
(e2)当|TP|<δ时，TP1＝“1”；
当|TP|>δ时，TP1＝“0”；
(e3)D1＝“1”，D2＝“1”，D3＝“1”；
(e4)当步骤(e1)、步骤(e2)和步骤(e3)同时满足，T＝“1”；
当T＝“1”，Pref＝P2；
当T＝“0”，Pref＝15.5MPa；
(e5)TP＝Tav-(T2-22℃)，T2＝F(P2)，F(P2)＝F(x)；
F(x)＝6.535x5-0.004529x4+0.1325x3-2.194x2+26.33x1+173.4
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；TP1为判断是否在过冷度的裕量内数字信号；T为切换开关，用于连接核电站数字仪控***中压力控制***稳压器压力参考值测点处；Pref为压力控制***参考值，15.5MPa为实施例中压力控制***的压力设定值；D1为关闭主蒸汽隔离阀指令；D2为关闭汽动辅助给水泵供气阀门指令；D3为关闭排污阀指令；Tav为冷却剂平均温度；T2为有蒸汽发生器二次侧压力下对应的饱和温度；本实施例中，冷却剂平均温度的过冷度要求为：使冷却剂平均温度降低到蒸汽发生器二次侧压力对应饱和温度以下22℃，即22℃是核电站应急操作时降温需要的过冷度标准值，如图3所示，22℃由给定值信号发生器发出；
F(P2)为蒸汽发生器二次侧压力与对应饱和温度的关系函数，由于实施例中稳压器正常工作的压力为15.4Mpa，蒸汽发生器正常工作的压力为6.51MPa，所以实施例中F(x)是对压力范围在6.5MPa至16MPa下的蒸汽发生器压力与饱和温度对照数据(如表1所示)进行拟合后得到的；
表1
Figure BDA0002206573340000061
Figure BDA0002206573340000071
如图3所示的，当|TP|在δ范围内时，通过死区设计，输出有TP1＝1，死区设计是检测冷却剂温度是否达到降压需要的温度范围内。当|TP|在δ范围外时，则输出由TP1＝0，输出为TP1＝1时，将其与使能信号Q相与，输出信号1触发切换开关T，Pref＝P2，压力控制***压力参考值为蒸汽发生器二次侧压力，之后将蒸汽发生器二次侧压力与稳压器压力进行比较；
输出为TP1＝0时，将其与使能信号Q相与，输出信号0，此时切换开关使得Pref＝15.5Mpa，即维持原始压力设定值不变，之后将15.5MPa与检测的稳压器压力值进行比较，实施例中，δ取值为0.2MPa，为过冷度波动裕度。
(3)通过OPC使得NETCONTROL***中蒸汽发生器传热管破裂事故后应急处理中的全自动降压***和核电站仪控***相互通信。
将核电站仪控***与NETCONTROL***通过OPC进行点对点的通信连接。通信连接后，使用NETCONTROL***中根据逻辑图转换编辑的程序来实现基于蒸汽发生器传热管破裂事故后应急处理中的全自动降压：
在步骤(e1)(e2)(e3)同时满足时，转换开关T＝“1”，通过转换开关T，此时实时的蒸汽发生器压力P2将作为核电站压力控制***的压力参考值Pref，将稳压器压力P1与压控***压力参考值Pref经过比较器进行比较，得到压力偏差(P1-Pref)，然后经PID控制器运算，输出信号为补偿压差(P1-Pref)补。当补偿压差(P1-Pref)补在0.17～0.52MPa范围内时，喷淋阀01VP和02VP的开度随补偿压差线性改变；当补偿压差≥0.52MPa时，阀门全开，为最大喷淋流量，喷淋阀全开进行快速降压。
在步骤(e1)(e2)(e3)没有同时满足时，转换开关T＝“0”，通过转换开关T，此时核电站压力控制***的压力参考值(Pref)不更新，维持为压控***内原始的压力设定值(实施例中压力设定值为15.5MPa)，将稳压器压力P1与压控***压力参考值Pref经过比较器进行比较，得到压力偏差(P1-Pref)(此时Pref为15.5MPa)，然后经PID控制器运算，输出信号为补偿压差(P1-Pref)补。当补偿压差(P1-Pref)补在0.17～0.52MPa范围内时，喷淋阀01VP和02VP的开度随补偿压差线性改变；当补偿压差≥0.52MPa时，阀门全开，为最大喷淋流量。
此外，当功率为0～100％FP时(即为正常运行情况下的功率)，如果对应的补偿压差(P1-Pref)补在0.1～-0.1MPa范围内，控制比例电加热器03RS和04RS进行比例电加热器加热，其功率由函数发生器401GD控制。当补偿压差(P1-Pref)补降到-0.17MPa时，由阈值继电器430XU1接通通断式电加热器01RS，02RS，05RS和06RS同时开启，停止极化运行；当补偿压差(P1-Pref)补回升到-0.1MPa时关闭通断式电加热器。
其中，稳压器压力报警与保护测量信号来自于015MP差压计，根据测量值与报警和保护整定值的比较结果，由逻辑电路和继电器产生适当的逻辑信号以驱动相应的报警或者保护动作。当稳压器压力降到15.2MPa时(L1)产生“稳压器压力低”报警信号；当稳压器压力降到14.9MPa时(L2)，关闭喷淋阀01VP和02VP并停止喷淋极化运行；当稳压器压力升高到16.1MPa时(H1)，产生关闭稳压器释放管扫气阀RCP111VY的信号。
综上所述，本实施例在应用本发明提出的方法后，具有以下优点：
(1)对蒸汽发生器传热管破裂后实现自动降压，先降温，使冷却剂***平均温度达到已被隔离的蒸汽发生器饱和温度以下22℃，之后进行降压，自动操作及时，可有效避免过多放射性释放。
(2)基于故障诊断与停堆以及降温共同触发自动降压，自动降压迅速及时，可靠，能够及时达到终止核泄漏的条件，参考价值高。
(3)在实际核电站压力控制***上进行改进，增设切换开关，可根据故障和正常运行条件，自动切换选择合适的压力参考值连接点，实用性高，实际可操作性强。

Claims (8)

1.一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息，以计算得到使能信号；
S2、获取蒸汽发生器二次侧压力和冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否达到过冷度要求，得到降温判断结果；
S3、获取蒸汽发生器隔离信息，结合使能信号和降温判断结果，计算得到更新信号；
S4、根据蒸汽发生器二次侧压力和压控***压力设定值，基于更新信号，得到压控***压力参考值；
S5、获取稳压器压力，结合压控***压力参考值，以控制喷淋阀的开度值，从而对一回路进行降压。
2.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S1中核电站故障信息包括传热管破裂信号和停堆信号，所述使能信号是对传热管破裂信号和停堆信号进行逻辑与计算后得到的，当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时，使能信号为“1”，否则使能信号为“0”。
3.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S2具体包括以下步骤：
S21、获取蒸汽发生器二次侧压力，根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，计算得到蒸汽发生器饱和温度；
S22、获取冷却剂平均温度，结合蒸汽发生器饱和温度，计算冷却度偏差；
S23、判断冷却度偏差是否满足要求：
-δ＜TP＜+δ
其中，TP表示过冷度偏差，δ表示过冷度波动裕度；
S24、若过冷度偏差TP满足步骤S23中的要求，则说明冷却剂平均温度达到过冷度要求，得到降温判断结果为“1”，否则说明冷却度平均温度未达到过冷度要求，得到降温判断结果为“0”。
4.根据权利要求3所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S22中冷却度偏差TP的计算公式为：
TP＝Tav-(T2-Ts)
T2＝F(P2)
其中，Tav表示冷却剂平均温度，T2表示故障蒸汽发生器饱和温度，Ts表示过冷度标准值，P2表示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关系函数，x为蒸汽发生器压力，F(P2)则为蒸汽发生器二次侧压力与饱和温度之间的关系函数。
5.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S3中更新信号是对蒸汽发生器隔离信息、使能信号和降温判断结果进行逻辑与计算后得到的，当蒸汽发生器隔离信息、使能信号和降温判断结果均为“1”时，更新信号为“1”，否则更新信号为“0”。
6.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S3中蒸汽发生器隔离信息包括主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号、排污阀关闭信号，其中，蒸汽发生器隔离信息的信号值是对主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号进行逻辑与计算后得到的，当主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号均为“1”时，蒸汽发生器隔离信息为“1”，否则蒸汽发生器隔离信息为“0”。
7.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S4具体包括以下步骤：
S41、以更新信号作为切换条件，当更新信号为“1”，则执行步骤S42，否则执行步骤S43；
S42、将蒸汽发生器二次侧压力值设置为压控***压力参考值；
S43、将压控***的压力设定值设置为压控***压力参考值，即维持当前压控***的压力设定值不变。
8.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法，其特征在于，所述步骤S5具体包括以下步骤：
S51、获取稳压器压力，之后将稳压器压力与压控***压力参考值进行作差计算，得到压力偏差；
S52、根据压力偏差，通过PID控制稳压器喷淋阀的开度值，使喷淋阀喷淋，对一回路进行降压。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111540487A (zh) * 2020-04-30 2020-08-14 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法
CN111781075A (zh) * 2020-07-10 2020-10-16 西安交通大学 铅基堆蒸发器传热管破裂力学冲击及汽泡迁移实验装置及方法
CN113421663A (zh) * 2021-06-18 2021-09-21 中国核动力研究设计院 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法
CN115331858A (zh) * 2022-08-16 2022-11-11 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂sgtr事故处理方法及控制***

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0666985A (ja) * 1992-06-24 1994-03-11 Westinghouse Electric Corp <We> 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法
CN103050161A (zh) * 2012-12-11 2013-04-17 中国核电工程有限公司 辅助给水管线自动隔离的方法
CN203366766U (zh) * 2013-07-31 2013-12-25 中科华核电技术研究院有限公司 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放***
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***的反应堆动态联锁***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
CN105469840A (zh) * 2015-11-25 2016-04-06 中广核工程有限公司 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及***
CN206946957U (zh) * 2017-07-28 2018-01-30 中国核动力研究设计院 用于防止压水堆放射性物质释放的管路***
CN108091409A (zh) * 2017-11-28 2018-05-29 大亚湾核电运营管理有限责任公司 一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法
CN109243639A (zh) * 2018-09-10 2019-01-18 西安交通大学 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法
CN109686462A (zh) * 2018-12-04 2019-04-26 中广核研究院有限公司 基于直流蒸汽发生器的反应堆余热排出***及方法
CN109712732A (zh) * 2018-12-25 2019-05-03 江苏核电有限公司 一种核电站专设安全设施的手动多样化触发方法
CN109903863A (zh) * 2017-12-11 2019-06-18 华龙国际核电技术有限公司 一种安全注入***及核电***
CN109994230A (zh) * 2019-04-12 2019-07-09 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***及方法

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0666985A (ja) * 1992-06-24 1994-03-11 Westinghouse Electric Corp <We> 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法
CN103050161A (zh) * 2012-12-11 2013-04-17 中国核电工程有限公司 辅助给水管线自动隔离的方法
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
CN203366766U (zh) * 2013-07-31 2013-12-25 中科华核电技术研究院有限公司 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放***
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***的反应堆动态联锁***及方法
CN105469840A (zh) * 2015-11-25 2016-04-06 中广核工程有限公司 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及***
CN206946957U (zh) * 2017-07-28 2018-01-30 中国核动力研究设计院 用于防止压水堆放射性物质释放的管路***
CN108091409A (zh) * 2017-11-28 2018-05-29 大亚湾核电运营管理有限责任公司 一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法
CN109903863A (zh) * 2017-12-11 2019-06-18 华龙国际核电技术有限公司 一种安全注入***及核电***
CN109243639A (zh) * 2018-09-10 2019-01-18 西安交通大学 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法
CN109686462A (zh) * 2018-12-04 2019-04-26 中广核研究院有限公司 基于直流蒸汽发生器的反应堆余热排出***及方法
CN109712732A (zh) * 2018-12-25 2019-05-03 江苏核电有限公司 一种核电站专设安全设施的手动多样化触发方法
CN109994230A (zh) * 2019-04-12 2019-07-09 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***及方法

Non-Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
冯章俊 等: ""核电站SGTR事故缓解措施及事故运行管理"", 《产业与科技论坛》 *
卢向晖 等: ""核电厂蒸汽发生器传热管破裂...加稳压器喷淋完全丧失的对策"", 《核动力工程》 *
易珂等: "对SGTR事故基于征兆的处理策略分析", 《核科学与工程》 *
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》 *
钱虹 等: ""报警触发式蒸汽发生器传热管破裂事故诊断专家***的研究"", 《核动力工程》 *
高云飞等: "M310核电机组蒸汽发生器传热管破裂事故诊断", 《设备管理与维修》 *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111540487A (zh) * 2020-04-30 2020-08-14 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法
CN111781075A (zh) * 2020-07-10 2020-10-16 西安交通大学 铅基堆蒸发器传热管破裂力学冲击及汽泡迁移实验装置及方法
CN113421663A (zh) * 2021-06-18 2021-09-21 中国核动力研究设计院 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法
CN113421663B (zh) * 2021-06-18 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法
CN115331858A (zh) * 2022-08-16 2022-11-11 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂sgtr事故处理方法及控制***

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