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。

    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。

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