阅读说明：本技术 一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法 (Method for coping with small-sized crevasse loss of coolant accident in pressurized water reactor nuclear power plant ) 是由 吴丹 丁书华 冉旭 吴清 冷贵君 刘昌文 申亚欧 陈伟 党高健 杜思佳 钱立波 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中小破口失水事故应对方法,包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压,并在其过程中,依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后,调节上充流量,维持稳压器水位,根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况,隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平,则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却,将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题,以保障核电厂出现中小破口失水事故时,能够安全有效的冷停堆。(The invention discloses a method for responding to small-sized crevasse water loss accidents in a pressurized water reactor nuclear power plant, which comprises the following steps of: cooling and depressurizing the main system, and sequentially stopping the medium-pressure safety injection pump in the process; after all the medium-pressure safety injection pumps are stopped, the upper charging quantity is adjusted, the water level of the voltage stabilizer is maintained, and the medium-pressure safety injection pumps are restarted according to the water level of the voltage stabilizer or the supercooling degree of the reactor core outlet; restarting a medium-pressure safety injection pump or a safety injection tank according to the water level of the pressure stabilizer or the supercooling degree of the reactor core outlet, and isolating the safety injection tank; if the temperature of the heat pipe section and the pressure of the loop system are reduced to certain levels, a waste heat discharge system is connected; and continuously cooling the main system, and bringing the pressurized water reactor nuclear power plant to a cold shutdown state. The invention solves the problem of reasonably dealing with medium and small break water loss accidents in advanced three-generation nuclear power plants, and can ensure that the nuclear power plants can be safely and effectively stopped in a cold mode when the medium and small break water loss accidents occur.)

一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法

技术领域

本发明涉及核安全领域，具体涉及一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法。

背景技术

在核电厂发生破口事故时，有一类破口尺寸的事故比较难以应对，即中小破口失水事故。因为这类事故不像极小破口失水事故，能够通过上充流量弥补破口流量，又不像大破口失水事故能够快速卸压，低压安注能够迅速投入。因此，需要采取合理的应对手段将系统带至冷停堆状态。

设置一套合理的应对中小破口失水事故的方法非常重要，因为在先进的三代核电厂设计中，安注系统的配置、安注流量的设计等会有所改进，因此以往的应对中小破口失水事故的方法可能不再适用，需要通过分析安注系统配置特征的基础上，进行大量的破口谱分析论证，进而获得一套合理的应对方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：现有技术中没有针对三代核电厂中小破口失水事故的合理应对方法，目的在于提供一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，解决了对三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的将系统进行冷停堆。

本发明通过下述技术方案实现：

一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：S1：对主系统进行冷却降温，且冷却降温速率不超过阈值降温速率；S2：通过稳压器主喷淋、稳压器辅助喷淋或稳压器安全阀对主系统进行降压；S3：对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵；S4：停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，若稳压器水位或堆芯出口过冷度满足第一预设值时，则重启一台中压安注泵；S5：若稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至第一预设值，或安注箱水量低于预设值，则隔离安注箱；S7：若热管段温度和一回路系统压力下降至第二预设值，则接入余热排出系统；S8：对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。

由于中小破口失水事故不像极小破口失水事故，能够通过上充流量弥补破口流量，又不像大破口失水事故能够快速卸压，低压安注能够迅速投入，因此需要通过分析安注系统配置特征的基础上，进行大量的破口谱分析论证，进而获得一套合理的应对方法。本发明方法首先进行一系列复位及检查工作之后，(包括：检查主泵是否停止、安注复位、快速冷却复位等)判定发生了中小破口失水事故，开始对主系统进行冷却降温和降压，并且降温降压过程中，依次停运中压安注泵，停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，要确认不再需要中压安注流量，若此时发现稳压器水位下降或堆芯出口过冷度降低至小于一定值时，需要重新启动一台中压安注泵，检查是否应隔离安注箱，检查余热排出系统是否可以投入运行，对系统进行持续冷却，将电厂带至冷停堆状态。自主化三代核电厂在设计上与二代以及二代加电厂不同，包括稳压器设计，安注系统设计均有很大差异，因此需要特别针对自主化三代核电厂进行规程开发。本发明方法根据先进三代核电厂的特有配置(区别于二代核电厂)，设计出专门针对先进三代核电厂的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法。

进一步的，压水堆核电厂发生了中小破口失水事故的判断方法为：发生破口事故时，上充流量无法弥补破口流量，且无法停止所有中压安注泵。

进一步的，所述步骤S1包括：若RHR系统未投入运行，则通过完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或通过完好蒸汽发生器的大气释放阀排汽；若RHR系统已投入运行，则通过RHR系统冷却主系统。

进一步的，步骤S1中所述阈值降温速率范围为50℃/h-60℃/h。

进一步的，所述第一预设值为：堆芯出口过冷度小于特定差值或稳压器水位小于所特定比值，所述固定差值的范围为15K-25K，所述特定比值的范围为25％-35％；所述第二预设值为：热管段温度小于温度阈值且一回路压力小于压力阈值，所述温度阈值范围为170℃-185℃，所述压力阈值范围为2.3MPa-3.3MPa。

进一步的，所述步骤S2中，当已停运一台或两台中压安注泵时，通过调节喷淋流量，来防止过冷度丧失而导致重启中压安注。

进一步的，所述步骤S2中，当已丧失厂外电时，则根据压水堆核电厂状态和需求，交替启用辅助喷淋或上充泵。

进一步的，若过冷度下降较快，则以启用上充泵为主，若过冷度较高，则以启用辅助喷淋为主。

进一步的，所述步骤S3包括：当稳压器水位和堆芯出口过冷度均满足要求时，依次停运中压安注泵，每停运一台中压安注泵后，均检查主系统压力，当主系统压力稳定或增加后，停止另一台中压安注泵。

进一步的，若主系统压力低于低压安注截止压头，则启动低压安注泵。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

本发明是压水堆核电厂(站)发生中小破口失水事故时的一种处置方法。应用该方法能够指导操作员正确的执行相关重要操作，如：开始主系统冷却、开始/停止降压、相继停运所有安注泵、接入余热排出系统等。应用该方法能够将新型三代核反应堆在发生不同尺寸不同位置处的中小破口失水事故时将系统带至安全的冷停堆状态。在三代压水核电厂安注系统设计已经发生明显改进的基础上，应用该方法依然能够在发生不同尺寸不同位置处的中小破口失水事故时将反应堆带至冷停堆状态，具有国际领先的技术水平，对于我国目前三代核电站技术的开发具有十分重要的意义。该发明在填补国内三代核电设计相关空白领域的同时，也具备进军国际市场的潜力。

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为本发明实施例5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1是一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，当发生破口事故时，上充流量无法弥补破口流量，且无法停止所有中压安注泵，判定压水堆核电厂发生了中小破口失水事故，本实施例方法，具体包括以下步骤：对主系统进行冷却降温，若RHR系统未投入运行，则通过完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或通过完好蒸汽发生器的大气释放阀排汽进行降温；若RHR系统已投入运行，则通过RHR系统冷却主系统进行降温，且冷却降温速率不超过50℃/h。通过稳压器主喷淋、稳压器辅助喷淋或稳压器安全阀对主系统进行降压。对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵，当已停运一台或两台中压安注泵时，通过调节喷淋流量，来防止过冷度丧失而导致重启中压安注。停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，若稳压器水位下降至25％或堆芯出口过冷度小于15K，则重启一台中压安注泵。若稳压器水位恢复到25％以上和堆芯出口过冷度恢复到15K以上，或安注箱水量低于预设值(相当于安注箱已接近排空)，则需要隔离安注箱。若热管段温度小于170℃且一回路系统压力小于2.3MPa时，则接入余热排出系统。对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。

实施例2

本发明方法的另一种实施例2，一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，当发生破口事故时，上充流量无法弥补破口流量，且无法停止所有中压安注泵，判定压水堆核电厂发生了中小破口失水事故，本实施例方法，具体包括以下步骤：对主系统进行冷却降温，若RHR系统未投入运行，则通过完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或通过完好蒸汽发生器的大气释放阀排汽进行降温；若RHR系统已投入运行，则通过RHR系统冷却主系统进行降温，且冷却降温速率不超过60℃/h。

通过稳压器主喷淋、稳压器辅助喷淋或稳压器安全阀对主系统进行降压。对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵，当已停运一台或两台中压安注泵时，通过调节喷淋流量，来防止过冷度丧失而导致重启中压安注。停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，若稳压器水位下降至35％或堆芯出口过冷度小于25K，则重启一台中压安注泵。

若稳压器水位恢复到35％以上和堆芯出口过冷度恢复到25K以上，或安注箱水量低于预设值(相当于安注箱已接近排空)，则需要隔离安注箱。若热管段温度小于185℃且一回路系统压力小于3.3MPa时，则接入余热排出系统。对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。

实施例3

基于实施例1和实施例2，本实施例3是一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，当发生破口事故时，上充流量无法弥补破口流量，且无法停止所有中压安注泵，判定压水堆核电厂发生了中小破口失水事故，本实施例方法，具体包括以下步骤：对主系统进行冷却降温，若RHR系统未投入运行，则通过完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或通过完好蒸汽发生器的大气释放阀排汽进行降温；若RHR系统已投入运行，则通过RHR系统冷却主系统进行降温，且冷却降温速率不超过50℃/h。

通过稳压器主喷淋、稳压器辅助喷淋或稳压器安全阀对主系统进行降压，当已丧失厂外电时，则根据压水堆核电厂状态和需求，交替启用辅助喷淋或上充泵，若过冷度下降较快，则以启用上充泵为主，若过冷度较高，则以启用辅助喷淋为主。

对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵，当已停运一台或两台中压安注泵时，通过调节喷淋流量，来防止过冷度丧失而导致重启中压安注。当稳压器水位和堆芯出口过冷度均满足要求时，依次停运中压安注泵，每停运一台中压安注泵后，均检查主系统压力，当主系统压力稳定或增加后，停止另一台中压安注泵。

停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，若稳压器水位下降至25％或堆芯出口过冷度小于15K，则重启一台中压安注泵。若稳压器水位恢复到25％以上和堆芯出口过冷度恢复到15K以上，或安注箱水量低于预设值(相当于安注箱已接近排空)，则需要隔离安注箱。

若热管段温度小于170℃且一回路系统压力小于2.3MPa时，则接入余热排出系统。对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本实施例3方法实施过程中，若主系统压力低于低压安注截止压头，则启动低压安注泵。

实施例4

在核电厂发生中小破口失水事故时，通常会发生反应堆停堆、汽轮机停机、安注信号触发、快速冷却开始等保护动作，同时伴有安全壳压力高等一系列报警信号的产生。当操作员判定发生破口事故，且上充流量不能弥补破口流量，不能停止所有中压安注泵时，应该判定系统发生了中小破口失水事故。

为了保证反应堆系统的安全，并且降低破口流量，需要对系统进行降温降压。对于破口尺寸较小的失水事故，当降温降压过程持续到一定程度(一般需要几千秒左右时间)，堆芯出口过冷度和稳压器水位都逐渐恢复时，可以按照要求相继停运所有安注泵，并且在停运了所有中压安注泵之后，上充流量能够弥补破口流量。对于破口尺寸稍大的失水事故，随着降温降压过程的进行，堆芯出口过冷度和稳压器水位都逐渐恢复时，可以按照要求相继停运所有安注泵。但是在停运了安注泵之后，上充流量不能弥补破口流量，稳压器水位和堆芯出口过冷度不断下降，导致安注泵重启。安注泵重启之后，稳压器水位和堆芯出口过冷度又会上升，再一次达到停运安注的条件，操作员可以停运安注泵。但是若此时上充流量不能弥补破口流量，则会面临再一次重启安注泵，若这样的情况重复出现，会对安注泵有所损伤。对于破口尺寸更大的失水事故，在降温降压的过程中，系统压力很快下降至低压安注泵截止压头(即低压安注泵能够注入的最高压力)，低压安注泵投入，之后堆芯出口过冷度和稳压器水位都逐渐恢复时，可以相继停运所有安注泵。

因此，对于应对中小破口失水事故，需要对以上三种情况下的破口，制定出一套合理的方案，既能顺利对系统进行降温降压，相继停运所有安注泵且不会造成不必要的安注重启步骤，之后将系统顺利的带至冷停堆状态。本发明方法所述的步骤完全适用于以上三种情况的破口范围，对于不同大小的破口，达到各种状态的时间不一样，本发明操作步骤中，通过使用不同的阈值来应对不同尺寸有差异的破口，均能安全的将主系统带至停堆状态。

实施例5

操纵员在开始动作时，(当操作员判定发生破口事故，且上充流量不能弥补破口流量，不能停止所有中压安注泵时，应该判定系统发生了中小破口失水事故)通过一系列报警信号和系统的状态特征判定发生了中小破口失水事故后，如图1所示，需要进行如下主要操作：

(1)在进行一系列复位及检查工作之后，(包括：检查主泵是否停止、安注复位、快速冷却复位等)开始对主系统进行手动冷却。手动冷却包括两种方法：若RHR系统未投入运行，用完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或用完好蒸汽发生器(即没有发生破损的蒸汽发生器)的大气释放阀排汽；若RHR系统已投入运行，则用RHR系统冷却主系统。在整个冷却过程中，要保证降温速率不超过一定速度(50℃/h-60℃/h)。

(2)对主系统进行降压。降压的方法主要包括三种：使用稳压器主喷淋、使用稳压器辅助喷淋或开启稳压器安全阀。在进行降压操作时，要保证系统过冷度足够，若此时已停运一列或两列中压安注泵，则应根据需要调节喷淋流量，以防止过冷度丧失而导致重启中压安注。此外，若此时已经丧失厂外电，则只能使用辅助喷淋，并且由于辅助喷淋和上充泵不能同时运行，因此操作员需要根据当前的电厂状态和需求(即若过冷度下降较快，则以启用上充泵为主，若过冷度较高，则以启用辅助喷淋为主)交替启用这两种功能；

(3)随着降温降压过程的持续进行，按照一定的要求停运第一台和第二台中压安注泵。在停运中压安注泵时，需要检查稳压器水位和堆芯出口过冷度，只有当这两个参量同时达到一定要求时，才能停运中压安注泵。停止一台中压安注泵后，需等主系统压力稳定或增加后才能停止另一台中压安注泵；

(4)在停运了所有中压安注泵之后，要确保上充运行，并且根据需求调节上充流量，维持稳压器水位；

(5)在停运了所有中压安注泵之后，要确认不再需要中压安注流量。若此时发现稳压器水位下降或堆芯出口过冷度降低至小于一定值时，需要重新启动一台中压安注泵；

(6)检查是否应隔离安注箱。在两种情况下应该隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至一定水平，此时说明不需要安注箱投入，这时也可以隔离安注箱；

(7)检查余热排出系统是否可以投入运行。若热管段温度和一回路系统压力下降至低于一定水平，则接入余热排出系统；

(8)对系统进行持续冷却，将电厂带至冷停堆状态。

在整个操作运行过程中，操作员需要随时关注压力是否下降至低于低压安注泵截止压头，若低于低压安注截止压头，则需要启动低压安注泵。

本实施例在三代压水核电厂安注系统设计已经发生明显改进的基础上，应用该方法依然能够在发生不同尺寸不同位置处的中小破口失水事故时将反应堆带至冷停堆状态，具有国际领先的技术水平，对于我国目前三代核电站技术的开发具有十分重要的意义。该发明在填补国内三代核电设计相关空白领域的同时，也具备进军国际市场的潜力。

本发明方法涉及的相关设备主要是操纵员接口。操纵员接口是提供操纵员“蒸汽发生器水位/压力”、“稳压器水位/压力”、“堆芯出口过冷度”及相关阀门状态的信号指示以及“安全注射系统”、“稳压器压力控制系统”、“低温超压保护系统”、“余热排出系统”的控制接口。

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。