一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法技术

本发明专利技术提供一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，包括：a、获取反应堆水池的水位深度及厂房放射性剂量率；b、当反应堆水池的水位深度小于预设第一阈值或厂房放射性剂量率大于预设第二阈值时，换料工况事故处理开始并执行程序；c、待程序完成后，检测反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、是，终止处理；否，重新一次程序，返步骤c。实施本发明专利技术，能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电厂事故处理的
，尤其涉及一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法。
技术介绍
压水堆核电站的事故可划分为两类：一、由反应堆紧急停堆所限定的正常工况，只需优先考虑压力容器屏障的完整性，即确保堆芯完整，防止堆芯损坏；二、严重事故的工况，通常发生堆芯性能的明显恶化，需优先考虑放射性物质向周围环境的释放。目前，只存在功率工况情况下堆芯发生事故处理的诊断流程图和导则，但是在处理核电厂换料工况发生严重事故时，缺乏能快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解的方法。
技术实现思路
本专利技术实施例所要解决的技术问题在于，提供一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解。为了解决上述技术问题，本专利技术实施例提供了一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，所述方法包括：a、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；b、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；c、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、如果是，则换料工况事故处理终止；f、如果否，则重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤c。其中，所述换料工况事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳工况程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。其中，所述注水程序的具体步骤包括：当检测到所述反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向所述反应堆水池注水的操作；当检测到所述反应堆水池的水位深度大于预设的第三阈值时，则终止向所述反应堆水池注水的操作。其中，所述冷却恢复程序的具体步骤包括：当检测到所述反应堆水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对所述反应堆水池冷却的操作；当检测到所述反应堆水池的水池温度小于预设的第四阈值时，则终止对所述反应堆水池冷却的操作。其中，所述减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，降低所述厂房放射性剂量率；当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率小于预设的第五阈值时，则终止减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，确定所述厂房放射性剂量率正常。其中，所述控制安全壳工况程序的具体步骤包括：当检测到所述安全壳内的压力大于预设的第六阈值时，则进入SAG-4，执行控制安全壳工况的操作，停止安全壳喷淋或关闭安全壳通风；当检测到所述安全壳内的压力小于所述预设的第六阈值时，则终止控制安全壳工况的操作，确定所述安全壳内的压力正常。其中，所述控制安全壳氢气可燃性程序的具体步骤包括：当检测到所述安全壳内的氢气溶度大于预设的第七阈值时，则进入SAG-5，执行控制安全壳氢气可燃性的操作；当检测到所述安全壳内的氢气溶度小于所述预设的第七阈值时，则终止控制安全壳氢气可燃性的操作，确定所述安全壳内的氢气溶度正常。其中，所述向安全壳注水程序的具体步骤包括：当检测到所述安全壳内的水位深度小于预设的第八阈值时，则进入SAG-6，执行向所述安全壳水池注水的操作；当检测到所述安全壳内的水位深度大于所述预设的第八阈值时，则终止向所述安全壳水池注水的操作。其中，所述换料工况事故处理程序可通过识别所述反应堆水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。其中，所述设备包括固定设备和移动设备。实施本专利技术实施例，具有如下有益效果：1、本专利技术能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解；2、本专利技术能够同时与乏燃料水池发生严重事故的处理方法配合使用，尽可能地减少裂变产物的释放；3、本专利技术能够在复杂环境中有效的使用移动设备进行事故处理（如移动泵、移动电源、软管等）。附图说明为了更清楚地说明本专利技术实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本专利技术的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，根据这些附图获得其他的附图仍属于本专利技术的范畴。图1为本专利技术实施例提供的适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法的流程图；图2为本专利技术实施例提供的适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法应用场景的流程图。具体实施方式为使本专利技术的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本专利技术作进一步地详细描述。专利技术人发现，当核电厂处于换料停堆工况下发生全场断电事故且电源长时间无法恢复时，由于丧失冷却功能，堆芯燃料组件等逐渐恶化，因此需要进入相应的处理程序。为此，专利技术人提出了一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，尽可能地减少裂变产物的释放。如图1所示，为专利技术人提出的一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，所述方法包括：步骤S101、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；具体过程为，通过获取反应堆水池的水位深度及反应堆水池对应的厂房放射性剂量率，来判别反应堆水池是否发生严重事故。步骤S102、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；具体过程为，当反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值和反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值之其中任一成立时，就应认为换料工况发生严重事故，则启动换料工况事故处理并执行换料工况事故处理程序。其中，第一阈值可预设为12m，第二阈值可预设为10mGy/h。在本专利技术实施例中，换料工况事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。其中，（1）注水程序的具体步骤包括：当检测到反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向反应堆水池注水的操作；当检测到反应堆水池的水位深度大于预设的第三阈值时，则终止向反应堆水池注水的操作。其中，第三阈值为核电厂设定的生物屏蔽液位，在本专利技术实施例中生物屏蔽液位为15.5m。可以理解的是，由于本专利技术实施例中核电厂的生物屏蔽液位为15.5m，当水位高于15.5m时，水具有较好的屏蔽作用；当水位低于15.5m时，附近辐射剂量会随液位的降低，较快增加，因此可根据实际情况，考虑在生物屏蔽液位（如15.5m）的基础上偏差±25%来设定第三阈值。应当说明的是，由于反应堆水池和反应堆水池同时发生严重事故，应考虑反应堆水池和反应堆水池连通情况下的计算曲线选取注水量。（2）冷却恢复程序的具体步骤包括：当检测到反应堆水池的水池本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，其特征在于，所述方法包括：a、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；b、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；c、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、如果是，则换料工况事故处理终止；f、如果否，则重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤c。

【技术特征摘要】
1.一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，其特征在于，所述方法包括：a、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；b、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；c、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、如果是，则换料工况事故处理终止；f、如果否，则重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤c。2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述换料工况事故处理程序包括依序执行的向反应堆水池注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳工况程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述向反应堆水池注水程序的具体步骤包括：当检测到所述反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向所述反应堆水池注水的操作；当检测到所述反应堆水池的水位深度大于所述预设的第三阈值时，则终止向所述反应堆水池注水的操作。4.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述冷却恢复程序的具体步骤包括：当检测到所述反应堆水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对所述反应堆水池冷却的操作；当检测到所述反应堆水池的水池温度小于所述预设的第四阈值时，则终止对所述反应堆水池冷却的操作。5....

【专利技术属性】
技术研发人员：张世顺，林继铭，彭振驯，张娟花，华玺，廖业宏，孙吉良，江娉婷，贺东钰，刘望，刘春容，谢小飞，
申请(专利权)人：中国广核集团有限公司，中科华核电技术研究院有限公司，
类型：发明
国别省市：广东;44