阅读说明：本技术 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法 (Method for coping with extremely-small-break water loss accident of pressurized water reactor nuclear power plant ) 是由 党高健 丁书华 冉旭 吴清 冷贵君 刘昌文 陈伟 吴丹 钱立波 申亚欧 李仲春 于 2020-05-15 设计创作，主要内容包括：本发明公开了一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法,包括：检测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；根据检测结果,判断是否满足终止安注准则,当满足终止安注准则时,则对安注泵依次执行停运操作；执行停运安注泵操作的过程中,实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态,若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则,则启动停运的安注泵；重复上述步骤,直至所有安注泵均停止运行。本发明通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤等,实现了在发生一回路极小破口事故后,能够有效终止安注并维持核电厂处于安全稳定状态。(The invention discloses a method for coping with a minimal breach water loss accident of a pressurized water reactor nuclear power plant, which comprises the following steps: detecting a main system supercooling state, a secondary side heat trap state, a main system pressure state and a voltage stabilizer water level state of the pressurized water reactor nuclear power plant; judging whether the safety injection stopping criterion is met or not according to the detection result, and when the safety injection stopping criterion is met, sequentially stopping the operation of the safety injection pump; monitoring the supercooling state of a main system and the water level state of a voltage stabilizer in real time in the process of executing the operation of the shutdown safety injection pump, and starting the shutdown safety injection pump if the supercooling state of the main system or the water level state of the voltage stabilizer does not meet the safety injection stopping criterion; and repeating the steps until all the safety injection pumps stop running. According to the invention, by setting an effective safety injection termination criterion, formulating a reasonable safety injection termination step and the like, the safety injection can be effectively terminated and the nuclear power plant can be maintained in a safe and stable state after a primary circuit minimum breach accident occurs.)

一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法

技术领域

本发明涉及压水堆核电厂(压水堆核电站)事故应对方案，具体涉及一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法。

背景技术

压水堆核电厂中存在一种导致反应堆停堆，停堆后上充流量能够补偿破口流量的极小破口失水事故。对于这种事故，破口发生后，由于主系统压力很高，破口流量大于上充流量，导致主系统压力和稳压器水位持续下降，触发反应堆停堆和安注泵投入运行。停堆后，随着主系统压力的下降，当破口流量低于上充流量后，无需安注泵继续运行，仅依靠上充流量即可补偿破口流量。这种情况下,如果安注泵继续运行可能会引起主系统压力持续上升，触发稳压器超压保护阀门开启，导致后果更加严重的失水事故。因此，需要选取恰当的时机，采取合理的措施终止安注泵的运行并将核电厂维持在稳定状态，以确保反应堆安全。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：发生极小破口失水事故时安注泵继续运行会导致更加严重的失水事故，目的在于提供一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，通过恰当的时机和合理的措施终止安注泵的运行，解决了发生极小破口失水事故时，对核电厂进行安全有效的控制，以确保反应堆安全的问题。

本发明通过下述技术方案实现：

一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，所述应对方法包括以下步骤：S1：检测压水堆核电厂的运行状态，所述运行状态包括：主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；S2：根据步骤S1检测结果，判断所述压水堆核电厂的运行状态是否满足终止安注准则，当所述运行状态均满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；S3：执行停运安注泵操作的过程中，实时监测所述主系统过冷状态和所述稳压器水位状态，若所述主系统过冷状态或所述稳压器水位状态不满足所述终止安注准则，则启动所述停运的安注泵；S4：重复步骤S1-S4，直至所有安注泵均停止运行。

本发明通过对压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态进行实时监测，并判断上述四种状态是否均符合终止安注准则，当所有状态都满足终止安注准则时，仅由上充泵补偿破口冷却剂的丧失，依次停止运行安注泵。并且在停止运行安注泵的过程中，每停止运行一台安注泵后，都要再次对主系统过冷状态和稳压器水位状态进行检测。主系统过冷状态或稳压器水位状态不符合终止安注准则时，则重新启动上个步骤停止运行的安注泵。重复操作上述步骤，直达所有的安注泵均停止运行。本发明方法全程都在监测压水堆核电厂的主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态，通过对四种状态的不同时期的判断，采取相应不同的对应措施(停运安注泵或重启安注泵)，保障了压水堆核电厂安全稳定的运行。

进一步的，还包括以下步骤：S5：检测所述主系统过冷状态和所述稳压器水位状态；S6：若所述主系统过冷状态不满足所述终止安注准则，则重新启动所述停运的安注泵；若所述稳压器水位状态不满足所述终止安注准则，则通过控制上充流量来维持稳压器水位，若调节上充流量不能维持稳压器水位，则重新启动所述停运的安注泵。

当所有安注泵停止运行后，还要对主系统过冷状态和稳压器水位状态再次检测，任一状态不满足终止安注准则，采取相应不同的对应的措施，进一步的保障了压水堆核电厂安全稳定的运行。

进一步的，还包括以下步骤：S7：若所述主系统过冷状态和所述稳压器水位状态均满足所述终止安注准则，则控制一回路的压力、温度和水位。

当所有安注泵停止运行后，还要对主系统过冷状态和稳压器水位状态再次检测，两种状态均满足终止安注准则时，则通过控制一回路的压力、温度和水位来保障压水堆核电厂安全稳定的运行。

进一步的，所述一回路的压力为稳压器压力，所述一回路的温度为主系统温度，所述一回路的水位为稳压器水位和蒸汽发生器水位。

进一步的，通过控制稳压器电加热器和正常喷淋来稳定稳压器压力；通过控制上充和下泄流量来稳定稳压器水位；通过控制蒸汽排放来稳定主系统温度；通过辅助给水流量来稳定蒸汽发生器水位。

进一步的，所述终止安注准则包括：主系统过冷状态：堆芯出口过冷度大于温度阈值；二次侧热阱状态：蒸汽发生器总流量大于流量阈值或蒸汽发生器窄量程水位大于第一水位阈值；主系统压力状态：主系统压力处于稳定或上升；稳压器水位状态：稳压器水位大于第二水位阈值。

通过设定具体的终止安注准则，也就是设定停止运行安注泵的前提条件，来判断停运安注泵的最恰当的时机。

进一步的，堆芯出口过冷度大于温度阈值，所述温度阈值范围为15℃-25℃；蒸汽发生器总流量大于流量阈值，所述流量阈值范围为80m³/h-100m³/h；蒸汽发生器窄量程水位大于第一水位阈值，所述第一水位阈值为10％-20％；稳压器水位大于第二水位阈值，所述第二水位阈值为20％-40％。

进一步的，所述安注泵包括多个高压安注泵和多个低压安注泵。依次停止运行所述多个高压安注泵后，再依次停止运行所述多个低压安注泵。多个高压安注泵为两个高压安注泵，所述多个低压安注泵为两个低压安注泵。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明通过终止安注准则可确定准确的安注终止时机，也就是停运安注泵的准确时机；

2、本发明制定的操作步骤可安全有效的停运安注泵；

3、本发明采用的排热手段可顺利导出堆芯余热，确保在发生一回路极小破口事故时将核电厂控制在稳定状态。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明的流程示意图。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1

本实施例是一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，应对方法包括以下步骤：

(1)检测压水堆核电厂的运行状态，运行状态包括：主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；

(2)根据(1)的检测结果，判断压水堆核电厂的运行状态是否满足终止安注准则，当运行状态均满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；

终止安注准则包括：

主系统处于过冷状态：堆芯出口过冷度大于15℃；

存在足够的二次侧热阱：蒸汽发生器总流量大于80m³/h或蒸汽发生器窄量程水位大于5％；

主系统压力处于稳定或上升：主系统压力处于稳定或上升；

稳压器水位大于20％。

(3)执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；

(4)重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行；

(5)检测主系统过冷状态和稳压器水位状态；

(6)若主系统过冷状态不满足终止安注准则，则重新启动停运的安注泵；若稳压器水位状态不满足终止安注准则，则通过控制上充流量来维持稳压器水位，若调节上充流量不能维持稳压器水位，则重新启动停运的安注泵。

(7)若主系统过冷状态和稳压器水位状态均满足终止安注准则，则控制一回路的稳压器压力、主系统温度、稳压器水位和蒸汽发生器水位。

通过控制稳压器电加热器和正常喷淋来稳定稳压器压力；通过控制上充和下泄流量来稳定稳压器水位；通过控制蒸汽排放来稳定主系统温度；通过辅助给水流量来稳定蒸汽发生器水位。

实施例2：

本实施例是一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法，应对方法包括以下步骤：

(1)检测压水堆核电厂的运行状态，运行状态包括：主系统过冷状态、二次侧热阱状态、主系统压力状态和稳压器水位状态；

(2)根据(1)的检测结果，判断压水堆核电厂的运行状态是否满足终止安注准则，当运行状态均满足终止安注准则时，则对安注泵依次执行停运操作；

终止安注准则包括：

主系统处于过冷状态：堆芯出口过冷度大于25℃；

存在足够的二次侧热阱：蒸汽发生器总流量大于100m³/h或蒸汽发生器窄量程水位大于20％；

主系统压力处于稳定或上升：主系统压力处于稳定或上升；

稳压器水位大于40％。

(3)执行停运安注泵操作的过程中，实时监测主系统过冷状态和稳压器水位状态，若主系统过冷状态或稳压器水位状态不满足终止安注准则，则启动停运的安注泵；

(4)重复上述步骤，直至所有安注泵均停止运行；

(5)检测主系统过冷状态和稳压器水位状态；

(6)若主系统过冷状态不满足终止安注准则，则重新启动停运的安注泵；若稳压器水位状态不满足终止安注准则，则通过控制上充流量来维持稳压器水位，若调节上充流量不能维持稳压器水位，则重新启动停运的安注泵。

(7)若主系统过冷状态和稳压器水位状态均满足终止安注准则，则控制一回路的稳压器压力、主系统温度、稳压器水位和蒸汽发生器水位。

通过控制稳压器电加热器和正常喷淋来稳定稳压器压力；通过控制上充和下泄流量来稳定稳压器水位；通过控制蒸汽排放来稳定主系统温度；通过辅助给水流量来稳定蒸汽发生器水位。

实施例3

本实施例是压水堆核电厂的一种事故应对措施，提出在发生一回路极小破口失水事故时，通过设置有效的安注终止准则、制定合理的安注终止步骤、采用可靠的余热导出手段将核电厂控制在安全稳定的状态。

本发明用于压水堆核电厂发生极小破口失水事故后,对核电厂状态进行控制和恢复,具体内容如下：

(1)依据核电厂重要状态参数和主要设备状态制定可以终止安注准则的为：主系统处于过冷状态、存在足够的二次侧热阱、主系统压力处于稳定或上升、稳压器水位处于指示量程范围内。其中：

主系统处于过冷状态：堆芯出口过冷度大于20℃；

存在足够的二次侧热阱：蒸汽发生器总流量大于90m³/h或蒸汽发生器窄量程水位大于15％；

主系统压力处于稳定或上升：主系统压力处于稳定或上升；

稳压器水位处于指示量程范围内：稳压器水位大于30％。

(2)通过电厂状态判断确认满足终止安注的准则后，依照相应步骤停止安注泵运行，仅由上充泵补偿破口冷却剂的丧失。当终止安注泵运行后，再次确认主系统状态。如果主系统过冷度或稳压器水位不满足要求，则表明不应终止安注，则手动重新启动安注泵。

(3)安注终止后，通过二次侧热阱导出一回路热量，并采用相应措施稳定一回路压力、温度、水位等参数，维持电厂处于可控状态。

本实施例中所涉及的操作过程不必增设核电厂的新系统和设备，利用核电厂已有的相关设备即可，主要包括核电厂主要的温度、水位、压力测量装置，蒸汽发生器辅助给水系统及蒸汽旁排系统，上充泵和安注系统以及其它相关控制系统。

实施例4

在当发生一回路极小破口失水事故后，在操纵员未干预之前，事故过程中出现的紧急停堆信号触发紧急停堆、出现的专设安全设施启动信号触发包括安注系统及辅助给水系统在内的安全系统投入运行。

在操作员干预之后，根据本发明的具体运行流程进行操作，详细内容如下所示：

(1)判断是否满足以下安注终止准则：主系统处于过冷状态，存在足够的二次侧热阱可以导出堆芯余热，主系统压力稳定或上升，稳压器水位处于指示量程范围内。满足这些组合条件表明主系统处于安全状态，堆芯获得充分冷却，终止安注流量不会危及核电厂安全。

(2)当确认满足终止安注的准则后，首先应确保上充泵运行并提供可靠的上充流量，再执行终止安注的操作。终止安注过程中，依次停运两台正在运行的高(中)压安注泵，每次停运一台高(中)压安注泵后都需要检查主系统过冷度和稳压器水位状态。如果主系统过冷度丧失或稳压器水位不可控下降，则表明剩余的安注流量不能补偿破口流量，不能继续减小安注流量，而应重新启动被停运的高(中)压安注泵。如果主系统过冷度和稳压器水位满足要求，则表明剩余的安注流量能够补偿破口流量，可以继续减小安注流量，直至两台高(中)压安注泵都停止运行，仅依靠上充流量即可补偿破口流量。如果高(中)压安注泵可以停止运行，则操纵员也可以停运低压安注泵。实施例4的高压泵截止压力17MPa，低压泵截止压力1.5MPa。

(3)当所有安注泵停止运行后，操纵员需要再次检查主系统过冷度和稳压器水位以确认不再需要安注。如果主系统过冷度低于要求值，则手动重新启动安注泵。如果稳压器水位低于要求值，首先通过控制上充流量以维持稳压器水位。但如果调节上充流量不能维持稳压器水位，则需手动重新启动安注泵。

(4)当确认不再需要安注后，操纵员通过控制稳压器电加热器和正常喷淋以稳定稳压器压力；通过控制上充、下泄流量以稳定稳压器水位；通过控制蒸汽排放和辅助给水流量以稳定主系统温度和蒸汽发生器水位，将核电厂维持在安全状态。

实施例5

在当发生一回路极小破口失水事故后，在操纵员未干预之前，事故过程中出现的紧急停堆信号触发紧急停堆、出现的专设安全设施启动信号触发包括安注系统及辅助给水系统在内的安全系统投入运行。

在操作员干预之后，根据本发明的具体运行流程进行操作，详细内容如下所示：

(1)判断是否满足以下安注终止准则：主系统处于过冷状态，存在足够的二次侧热阱可以导出堆芯余热，主系统压力稳定或上升，稳压器水位处于指示量程范围内。满足这些组合条件表明主系统处于安全状态，堆芯获得充分冷却，终止安注流量不会危及核电厂安全。

当确认满足终止安注的准则后，首先应确保上充泵运行并提供可靠的上充流量，再执行终止安注的操作。终止安注过程中，依次停运两台正在运行的中压安注泵，每次停运一台中压安注泵后都需要检查主系统过冷度和稳压器水位状态。如果主系统过冷度丧失或稳压器水位不可控下降，则表明剩余的安注流量不能补偿破口流量，不能继续减小安注流量，而应重新启动被停运的中压安注泵。如果主系统过冷度和稳压器水位满足要求，则表明剩余的安注流量能够补偿破口流量，可以继续减小安注流量，直至两台中压安注泵都停止运行，仅依靠上充流量即可补偿破口流量。如果中压安注泵可以停止运行，则操纵员也可以停运低压安注泵。本实施例5的中压泵截止压力10MPa，低压泵截止压力1.5MPa。

(3)当所有安注泵停止运行后，操纵员需要再次检查主系统过冷度和稳压器水位以确认不再需要安注。如果主系统过冷度低于要求值，则手动重新启动安注泵。如果稳压器水位低于要求值，首先通过控制上充流量以维持稳压器水位。但如果调节上充流量不能维持稳压器水位，则需手动重新启动安注泵。

(4)当确认不再需要安注后，操纵员通过控制稳压器电加热器和正常喷淋以稳定稳压器压力；通过控制上充、下泄流量以稳定稳压器水位；通过控制蒸汽排放和辅助给水流量以稳定主系统温度和蒸汽发生器水位，将核电厂维持在安全状态。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。