一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法
阅读说明：本技术 一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法 (Natural circulation cooling method for steam on upper end enclosure of pressure vessel of nuclear power plant ) 是由 蔡容 冉旭 吴清 刘昌文 冷贵君 李峰 喻娜 陈宏霞 程坤 习蒙蒙 陆雅哲 杨 于 2021-07-22 设计创作，主要内容包括：为解决现有技术中上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的问题,本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法包括：控制主系统降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位,若压力容器上封头无水位,则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位,则继续冷却；检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是,则冷却主系统至冷停堆；若否,则控制主系统继续降温降压；检查压力容器的上封头是否有水位,若压力容器上封头无水位,则控制压力容器升压至上封头有水位,冷却主系统至冷停堆；冷却主系统死区；检查系统温度是否小于90℃,若是,则主系统完全卸压；若否,则冷却主系统至冷停堆。(In order to solve the problem that the safety of a reactor is endangered because the reactor cannot discharge waste heat due to the fact that a flash evaporation steam generation phenomenon occurs to an upper end socket in the prior art, the embodiment of the invention provides a natural circulation cooling method for the upper end socket of a pressure vessel of a nuclear power plant when steam exists, which comprises the following steps: controlling the main system to cool and reduce the pressure; checking whether the upper end enclosure of the pressure container has a water level or not, and controlling the main system to boost pressure if the upper end enclosure of the pressure container has no water level; if the upper end enclosure of the pressure container has a water level, continuing cooling; checking whether the temperature of the hot section is less than 177 ℃ and the pressure of the main system is less than 2.7 MPa; if yes, cooling the main system to a cold shutdown stack; if not, controlling the main system to continuously cool and reduce the pressure; checking whether the upper end enclosure of the pressure container has a water level, if the upper end enclosure of the pressure container has no water level, controlling the pressure container to be boosted until the upper end enclosure has the water level, and cooling the main system until the main system is cooled to be in cold shutdown; cooling the main system dead zone; checking whether the temperature of the system is less than 90 ℃, if so, completely relieving the pressure of the main system; if not, cooling the main system to the cold shutdown.)
技术领域
本发明涉及一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法。
背景技术
华龙一号(HPR1000)是我国具备完整自主知识产权的先进百万千瓦级压水堆核电型号，吸收我国三十年来的核电设计、建设、运营经验和国际先进的核电设计特点，采用能动与非能动安全技术，其技术指标和安全指标达到了国际三代核电技术的先进水平。
华龙一号核电厂发生非失水事故并触发反应堆紧急停堆后，操作员将根据应急事故规程控制和缓解事故后果，假若无法在核电厂热停堆状态下修复事故，则需要将反应堆冷却至冷停堆状态，从而进行故障处理。在事故处理过程中，假若反应堆冷却剂泵不可用，反应堆一回路系统将处于自然循环运行状态。
在反应堆压力容器上封头区域存在流动死区，事故过程中反应堆一回路系统降温降压，上封头死区的降温速率低于一回路系统降温速率。由于上封头死区冷却能力不足，在反应堆一回路系统降压过程中，上封头流体温度将达到饱和温度，从而出现闪蒸产汽现象。假若蒸汽产量较大，导致压力容器内液位低于热管段上表面，蒸汽将进入一回路系统热管段，进而流入蒸汽发生器的传热管，在蒸汽发生器传热管顶部聚集，造成自然循环流动终止，无法排出反应堆堆芯余热，危及反应堆安全。
发明内容
为解决现有技术中存在的上封头出现闪蒸产汽现象导致反应堆无法排出余热危及反应堆安全的技术问题，本发明实施例提供一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法。
本发明实施例通过下述技术方案实现：
一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，包括：
控制主系统进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则
检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；
冷却主系统死区；
检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
进一步的，所述方法还包括：降温降压之前控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主系统产生的气泡。
进一步的，控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主系统产生的气泡，包括：控制稳压器水位在量程的12％-22％。
进一步的，控制主系统进行降温降压，包括：维持主系统冷段降温速率小于56℃/h,维持压力容器中堆芯出口过冷度大于20℃。
进一步的，控制主系统进行降温降压，还包括：利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
进一步的，控制主系统进行降温降压，还包括：控制稳压器水位在量程的12％-86％。
进一步的，冷却主系统至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统。
进一步的，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构的冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明实施例的一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，通过控制上封头水位防止在主系统降温降压过程中，上封头中的水汽进入热段；并通过相应的处理方式，实现了主系统的降温降压过程；从而，防止了上封头中的热气进入蒸汽发生器中阻碍蒸汽发生器循环冷却。
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为压力容器冷却系统示意图。
图2为核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法流程示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-压力容器；2-控制棒驱动机构；3-稳压器；4-蒸汽发生器；5-主泵；6-稳压器安全阀；7-卸压箱；8-辅助喷淋系统来水；9-喷淋阀；10-余热排出泵；11-余热排出热交换器；12-给水通道；13-蒸汽通道；14-化学和溶剂控制系统；15-冷段；16-过渡段；17-安注箱；18-热段；19-上封头；20-死区；21-热气区。
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。
本发明实施例中的单点温度表示单点温度±2℃；单点压力表示单点压力±0.2Mpa。
实施例
参考图1所示的，压力容器冷却系统，包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4、主泵5、稳压器安全阀6、卸压箱7、辅助喷淋8、喷淋阀9、余热排出泵10、余热排出热交换器11、化学和溶剂控制系统14和安注箱17。
主系统包括压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3和蒸汽发生器4；压力容器1通过热段18分别与稳压器3连通；压力容器通过热段与蒸汽发生器4连通；蒸汽发生器通过过渡段16连接主泵5后与冷段15连通；冷段回到压力容器中。
热段18上还连有安注箱17。
主系统压力指的是压力容器1、控制棒驱动机构2、稳压器3、蒸汽发生器4和主泵5以及热段、过渡段和冷段组成的系统的内部压力。
余排系统包括余热排出泵10和余热排出热交换器11，热段18依次通过余热排出泵、余热排出热交换器11与冷段15连通。
稳压器3通过稳压器安全阀6与卸压箱7连通。
其中，热段，冷段和过渡段均为管道。
冷段15还通过喷淋阀9与稳压器3中的热气区21连通；热气区21还通过辅助喷淋系统来水8辅助喷淋。
压力容器1的上部具有上封头19，即死区20部分。化学和溶剂控制系统用于向压力容器和稳压器3内部输送硼化液对压力容器和稳压器降温。
蒸汽发生器4通过其U型管对主系统进行降温，蒸汽发生器通过蒸汽通道13排出蒸汽；蒸汽发生器通过给水通道12向蒸汽发生器注入水。
当需要对整个系统冷却时，上封头内存在蒸汽引发闪蒸容易引发安全事故。
具体地，当上封头19内存在蒸汽引发闪蒸时，若压力容器内的液面低于热段18，则上封头中的热气会沿着热段进入蒸汽发生器4中，并在蒸汽发生器4的上部聚集，从而使蒸汽发生器上部的气压增大；而蒸汽发生器上部的气压增大，影响了蒸汽发生器内U型管区域的循环，甚至导致无法通过蒸汽发生器的U型管对压力容器1进气散热，从而导致安全事故。
为了应对该事故的发生，当上封头有汽时，发明人整体以防止上封头中的热气进入蒸汽发生器为构思，给出如下应对方法。
参考图2所示的，一种核电厂压力容器上封头有汽时的自然循环冷却方法，包括：
控制主系统进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制主系统升压；若压力容器的上封头有水位，则
检查是否符合热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa；若是，则冷却主系统至冷停堆；若否，则控制主系统进行降温降压；
检查压力容器的上封头是否有水位，若压力容器的上封头无水位，则控制压力容器升压至上封头有水位，冷却主系统至冷停堆；
冷却主系统死区；
检查系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压；若否，则冷却主系统至冷停堆。
进一步的，所述方法还包括：控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主系统产生的气泡。
进一步的，控制稳压器水位以使所述稳压器用以容纳主系统产生的气泡，包括：控制稳压器水位在量程的12％-22％。
进一步的，控制主系统进行降温降压，包括：维持主系统冷段降温速率小于56℃/h,维持压力容器中堆芯出口过冷度大于20℃。
进一步的，控制主系统进行降温降压，还包括：利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
进一步的，控制主系统进行降温降压，还包括：控制稳压器水位在量程的12％-86％。
进一步的，冷却主系统至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统。
进一步的，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构的冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
具体操作时，可采用如下步骤：
步骤1：建立可容纳汽泡生成的稳压器水位。检查稳压器水位在12％至22％量程之间，可按需要调节上充下泄流量；稳压器水位控制切至“手动”。
步骤2：主系统降温降压。维持主系统冷段降温速率小于56℃/h,维持堆芯出口过冷度大于20℃；利用辅助喷淋或稳压器安全阀进行降压。
步骤3：控制稳压器水位在12％至86％量程之间。
步骤4：检查压力容器水位指示系统指示上封头有水位。若压力容器上封头无水位，则使主系统升压以使压力容器水位指示系统指示上封头有水位，并返回至步骤2。
步骤5：若热段温度小于177℃且主系统压力小于2.7MPa，投入反应堆余排系统，利用余排系统冷却反应堆主系统，否则返回步骤2。
步骤6:冷却主系统至冷停堆。
步骤7：冷却主系统死区。用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头，通过蒸汽排放冷却所有蒸汽发生器U型管区域。检查压力容器水位指示系统指示上封头有水位，若无水位则控制主系统升压并返回步骤6。
步骤8：确定主系统是否需要完全卸压。整个主系统温度小于90℃，主系统需要完全卸压；若整个主系统温度大于等于90℃，返回步骤6。
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。