一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法技术

本发明专利技术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。本发明专利技术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。

【技术实现步骤摘要】
一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法
本专利技术涉及核安全领域，具体涉及一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法。
技术介绍
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。
技术实现思路
本专利技术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。本专利技术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。本专利技术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。本专利技术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。本专利技术与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：本专利技术是压水堆核电厂(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。该专利技术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专利技术实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本专利技术实施例的限定。在附图中：图1为本专利技术实施例5示意图。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明白，下面结合实施例和附图，对本专利技术作进一步的详细说明，本专利技术的示意性实施方式及其说明仅用于解释本专利技术，并不作为对本专利技术的限定。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本专利技术方法的另一种实施例2，一种压水本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，包括以下步骤：/nS1：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；/nS2：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；/nS3：对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵；/nS4：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；/nS5：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；/nS7：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；/nS8：对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。/n

【技术特征摘要】
1.一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，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。


2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，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。


3.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，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。


4.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，步骤S1中所述阈值降温速率范围为50℃/h-60℃/h。


5.根据权利要求...

【专利技术属性】
技术研发人员：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，黄涛，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川;51