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

    IPC分类号: G21D3/06 G21C17/00

    摘要: 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。

    快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统

    公开(公告)号:CN115659526A

    公开(公告)日:2023-01-31

    申请号:CN202211140209.9

    申请日:2022-09-20

    摘要: 本发明属于技术两相排放载荷分析领域,具体涉及一种快速瞬变过程中的两相排放载荷数值分析系统。本发明中,分析对象识别模块用于获取不同的部件的排放系统设计特征,通过数据传递模块传递给数值分析模块进行建模和计算;所述数值分析模块计算获得的关键参量信息通过数据传递模块传递给关键数理分析模块,关键数理分析模块根据分析对象识别模块所获得的排放系统设计特性对于不同的管道采用不同的数值分析方法,关键数理分析模块获得排放系统各个管道所受载荷的实时变化数据信息。本发明使得复杂两相排放问题中从获得热工水力参量变化至最终获得冲击载荷这一分析过程标准化、统一化、简捷化,为排放过程力学分析、设计优化提供相应的分析工具。

    一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法

    公开(公告)号:CN107331424A

    公开(公告)日:2017-11-07

    申请号:CN201710599735.4

    申请日:2017-07-21

    IPC分类号: G21C15/18

    CPC分类号: Y02E30/40 G21C15/182

    摘要: 本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法,包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔,设置在反应堆堆腔内压力容器,设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层,还包括外部注水系统和低位注水系统;外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵,注水泵的出口与保温层的底部入口连接;低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱,与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管,低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法,过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力,从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。

    一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置

    公开(公告)号:CN116227140A

    公开(公告)日:2023-06-06

    申请号:CN202211692627.9

    申请日:2022-12-28

    IPC分类号: G06F30/20 G06Q10/0635

    摘要: 本申请属于反应堆专设安全系统设计技术领域,具体涉及一种基于风险指引的专设安全系统配置选型方法及装置;该方法,包括:制定初步设计,为后续细化的配置选型建立基础;针对需配置选型的专设安全系统,选择一组初始基准事件清单;PSA模型开发;通过确定论准则和概率论准则筛选出不可接受的设计;其中,所述确定论准则根据现行的核电站安全法规确定;所述概率论准则使用PSA作为设计方案;通过基于决策指标的决策模型,对未被筛除的配置方案进行结构化和多方面的比较,最终完成配置选型。该方法综合了确定论和概率论的互补优势,生成并评估配置方案,指导决策者对专设安全系统进行综合评估选型。