钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法

    公开(公告)号:CN116665932A

    公开(公告)日:2023-08-29

    申请号:CN202310603546.5

    申请日:2023-05-25

    Abstract: 本发明公开了一种钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法,包括以下步骤:根据钠冷快堆主蒸汽管线系统功能,筛选出钠冷快堆主蒸汽管线系统需要进行调试的设备;根据钠冷快堆主蒸汽管线系统需要进行调试的设备,对设备进行性能分析,确定每个设备应执行的调试试验项目和内容;确定每个设备应执行的调试试验项目的调试技术要求和顺序。该钠冷快堆主蒸汽管线系统的调试方法,通过分析钠冷快堆主蒸汽管线系统的设计特点和系统调试工作执行的实际需求,针对该系统的调试技术要求进行了详细说明,该调试技术要求的采用将能够全面地、高效地验证钠冷快堆主蒸汽管线系统的功能,为确保钠冷快堆主蒸汽管线系统在发生钠水事故时充分发挥系统功能提供有力保障。

    一种核电厂先进运行限制条件的设计方法

    公开(公告)号:CN111881547A

    公开(公告)日:2020-11-03

    申请号:CN202010547346.9

    申请日:2020-06-16

    Abstract: 本发明涉及一种核电厂先进运行限制条件的设计方法,该方法基于目标核电厂所有构筑物、系统和部件的运行限值和条件,通过主级评价和次级评价来设计目标核电厂构筑物、系统和部件各项运行限值和条件的属性类型,在此基础上,再通过赋值和组态来设计核电厂运行限制条件的内容。本发明能很好地解决构筑物、系统和部件的可用性要求与监督要求匹配性较差、可用性要求与处理措施匹配性较差的问题,确保能通过构筑物、系统和部件的各项监督要求检查来有效地识别运行限制条件对应的可用性要求,同时提高了运行限制条件的可执行性和可操作性。本发明能够持续提高核电厂在偏离正常运行时的应对能力,在确保核电厂安全运行的同时,不断提升其可靠性和经济性。

    一种核电厂支持系统不可用时安全功能鉴定方法

    公开(公告)号:CN110085340A

    公开(公告)日:2019-08-02

    申请号:CN201910323479.5

    申请日:2019-04-22

    Abstract: 本发明提供一种核电厂支持系统不可用时安全功能鉴定方法,其包括如下步骤:1)建立LCO支持矩阵;2)判定安全功能丧失情况;3)执行支持系统不可用时的执行策略;4)根据预先设定的最大允许停役时间,对各LCO的不可用时间进行限制。本发明首次明确了支持系统不可用时的执行方法,方法科学、高效,可指导核电厂安全、稳定运行,对提高核电厂核安全监管水平有积极的现实意义。

    能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法

    公开(公告)号:CN109036600A

    公开(公告)日:2018-12-18

    申请号:CN201810627770.7

    申请日:2018-06-19

    CPC classification number: G21C17/001 G21C15/182

    Abstract: 本发明涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统调试方法,该方法基于堆腔注水冷却系统能动与非能动相结合的设计特点,通过解析系统的各项功能和配置,设计系统应开展的调试试验项目、调试试验具体实施的方案和内容、各项试验的验收准则、执行阶段和相互之间执行的逻辑顺序,包括系统单体设备调试、系统独立子功能调试和系统综合性能调试。本发明能够全面地、高效地验证系统的功能以及与系统设计目标的符合性,为确保堆腔注水冷却系统在核电厂发生严重事故时充分发挥其固有作用提供了有力保障。

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