一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法

    公开(公告)号:CN104332188A

    公开(公告)日:2015-02-04

    申请号:CN201310307164.4

    申请日:2013-07-22

    CPC classification number: Y02E30/39 G21D3/06

    Abstract: 本发明涉及一种丧失正常给水-ATWS事故下缓解一回路超压的方法,包括以下步骤:1核电站发生丧失正常给水-ATWS事故后,核电站保护系统发出ATWS缓解信号,并由该ATWS缓解信号触发核电站紧急停堆;2果ATWS缓解信号出现时堆芯功率为P1,延迟时间长度△t后,堆芯功率为P2,如果P2大于P1的10%,作出ATWS缓解信号触发紧急停堆失效的判断信号;3根据步骤2获取的紧急停堆失效的判断信号,触发自动停运反应堆冷却剂泵的信号,进而避免一回路压力超过限制压力。本发明的方法在丧失正常给水-ATWS事故进程中通过一系列方法步骤实现自动停运主泵,进而影响一回路冷却剂从堆芯导出热量和堆芯的反应性反馈,从而限制一回路的压力上升幅度,避免了一回路压力超过限值。

    反应堆系统的故障异常处理方法、装置、介质及电子设备

    公开(公告)号:CN119400466A

    公开(公告)日:2025-02-07

    申请号:CN202411313296.2

    申请日:2024-09-20

    Abstract: 本申请公开了一种反应堆系统的故障异常处理方法、装置、介质及电子设备,涉及反应堆系统运行支持技术领域。其中方法包括:获取反应堆系统中各个设备的状态监测信号;基于状态监测信号,识别反应堆系统的故障设备;根据识别的故障设备,分析反应堆系统的至少一条可行故障处理路径;对至少一条可行故障处理路径依次进行路径成功概率分析和处置后果评估,得到路径成功概率分析结果和处置后果评估结果;基于路径成功概率分析结果和处置后果评估结果,从至少一条可行故障处理路径中确定目标可行故障处理路径;根据目标可行故障处理路径,引导操纵人员进行故障处理。本申请能够引导操纵人员进行故障处理,从而能够提高反应堆系统故障异常的处理效率。

    基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备

    公开(公告)号:CN115408859A

    公开(公告)日:2022-11-29

    申请号:CN202211047837.2

    申请日:2022-08-30

    Abstract: 本发明公开了基于全局敏感性分析的参数分析方法、装置、介质及设备,包括输入待分析的参数,并在其中抽取敏感性分析样本;模拟计算输出所需的时间序列数据和时间标记;构建B样条基函数;构建翘曲函数的样条基函数;进行配准计算,将对齐后的曲线进行取值离散,并获取离散点;执行敏感性分析计算,输出离散点处的各参数的敏感性度量;构建各参数重要度随时间变化规律曲线,及确定各时间阶段内的参数中的重要参数;本发明在核反应堆运行和事故工况的敏感性分析中,可以不依赖于专家经验,快速准确地确定各输入参数的重要度随时间变化的趋势,进而确定各事故阶段下的重要参数,达到连续跟踪核反应堆运行和事故工况中重要参数及其重要度变化的效果。

    一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法

    公开(公告)号:CN111128414B

    公开(公告)日:2022-07-26

    申请号:CN201911414032.5

    申请日:2019-12-31

    Abstract: 本发明涉及属于核电技术领域,具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法,包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统,由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统,由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统,由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充,充分利用非能动技术,综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求,强化了纵深防御,更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除,大幅提高了核电厂的安全性。

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