一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法

    公开(公告)号:CN113593739A

    公开(公告)日:2021-11-02

    申请号:CN202110831705.8

    申请日:2021-07-22

    Abstract: 本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域,具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法,包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程;给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆;根据核电厂状态参数和设备状态确认反应堆是否停堆;根据反应堆是否停堆,执行停机或手动触发停堆未成功执行ATWS响应操作,至反应堆进入安全状态;依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否,根据判定结果执行相应的后续动作或响应操作,直至达到正常余热排出系统可投入运行状态;安全监测及功能恢复过程包括安全监测、安全功能恢复,直至丧失事件解除、返回到事故处理继续相应的后续动作。可全面应对给水流量丧失事故。

    一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统

    公开(公告)号:CN110415848B

    公开(公告)日:2020-11-24

    申请号:CN201910717159.8

    申请日:2019-08-05

    Abstract: 本发明公开了一种应对排热减少叠加SWCCF事故的保护系统,所述保护系统用于在核电厂发生一回路排热减少的事故,且核电厂的安全级平台发生SWCCF的工况下,且反应堆主保护系统丧失保护功能,对核电厂进行保护,所述保护系统包括:测量单元,所述测量单元用于测量核电厂的相关安全数据;处理传输通道,所述处理传输通道用于将测量获得的相关安全数据进行处理,并将处理后的数据传递给控制单元;控制单元,所述控制单元用于将传输通道处理后的数据进行逻辑判断,基于判断的结果对核电厂进行保护操作;能够在主保护系统失效时触发紧急停堆、启动辅助给水系统,避免核电厂失去保护,从而保证堆芯的安全和安全壳的完整性。

    一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法

    公开(公告)号:CN109859866A

    公开(公告)日:2019-06-07

    申请号:CN201910167974.1

    申请日:2019-03-06

    Abstract: 本发明涉及一种压水堆核电站缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法,包括以下步骤:第一步:主蒸汽管道破裂事故发生后,“蒸汽流量高与反应堆冷却剂平均温度低或补偿蒸汽管线压力低符合”信号触发,关闭所有主蒸汽和主给水隔离阀;第二步:“蒸汽管线压力低-3”信号触发冷却剂泵停运。本发明需要在反应堆保护系统中新增“蒸汽管线压力低-3”停运冷却剂泵信号。本发明能够显著减缓主蒸汽管道破裂事故中冷却剂的降温速率,解决了现有技术中主蒸汽管道破裂事故过程中的冷却剂降温速率快的本质问题。本发明通过降低堆芯重返临界后的功率峰值,从而有效降低燃料元件烧毁的风险,达到缓解事故后果的目的。

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