一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法技术

本方案公开了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。采用本方案，在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。

【技术实现步骤摘要】
一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法
本专利技术涉及压水堆事故应对
，特别是涉及一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法。
技术介绍
压水堆核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR、传热管破事故)后，由于一回路压力远大于破损蒸汽发生器(SG)压力(二次侧压力)，导致一回路冷却剂泄漏至破损SG，造成一回路冷却剂丧失，同时导致二回路系统放射性增加。在此事故下，现有事故处理方式为：操纵员首先识别并隔离破损SG限制放射性释放，确保一回路过冷度和水装量之后，停止安注系统以终止一次侧向二次侧泄漏。安注停止后，核电厂稳定在热停堆工况，仍需降温降压至冷停堆状态以确保没有进一步的放射性释放，并修理破损SG传热管。由于破损SG如同第二个稳压器抑制了一回路降压进程，因此SGTR事故后的降温和降压操作十分复杂。现有核电厂通常采用蒸汽发生器排污或排汽方式进行后续的降温降压，但这两种方式均存在放射性释放范围扩大的潜在缺陷。
技术实现思路
针对上述提出的现有核电厂通常采用蒸汽发生器排污或排汽方式进行后续的降温降压，但这两种方式均存在放射性释放范围扩大的潜在缺陷的问题，本方案提供了一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，本方法针对现有核电厂反应堆降温降压过程中可能导致的不可接受的放射性后果，提供了一种新的反应堆冷却方式，以在实现SGTR事故后降温降压的同时，可将杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。本方案的技术手段如下，一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，该方法包括顺序进行的以下步骤：S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。本专利技术旨在提供一种针对压水堆核电厂(站)的一种事故应对措施，提出在发生SGTR事故工况下以反注式冷却方式实现反应堆系统降温降压，同时将放射性释放降到最小或避免放射性释放，从而顺利将一回路系统冷却至冷停堆工况，以确保没有进一步的放射性释放，达到修理破损SG传热管的条件。本技术方案的基本原理为：在压水堆核电厂(站)发生SGTR时，通过反注式冷却方式实现反应堆系统降温降压。如以上步骤S1中，当完成一回路向二回路通过破裂传热管进行泄漏的封堵后，实施以上步骤S2，利用完好蒸汽发生器以一定速率冷却主回路(一回路)系统，在保证足够堆芯出口一回路介质过冷度情况下，如采用稳压器正常喷淋使主回路系统压力不断下降，当一回路压力低于破损蒸汽发生器二次侧压力时，如直接利用压差作用，SG二次侧水装量通过破口反注至一回路系统，以此实现一、二回路系统降温降压，同时避免了带放射性的一回路系统冷却剂通过破损蒸汽发生器排出，达到杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。当一回路中如温度降低至170℃以下、压力下降至4Mpa以下时，利用现有余热排出系统，即可使得反应堆降温、降压至冷停堆工况。更进一步的技术方案为：为避免在步骤S3中，补入一回路的流体导致一回路含硼浓度降低，导致反应堆不具有足够的停堆深度，设置为：将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧之前，还包括硼浓度检测步骤，所述硼浓度检测步骤为：对反应堆一回路及破损蒸汽发生器二次侧进行硼浓度检测。以上硼浓度检测步骤获得的检测值用于指导如：在步骤S3中，补入一回路的流体的量或向一回路中进一步添加硼的量。作为一种基于现有系统及设备，即可实施步骤S3的技术方案，设置为：在步骤S3中，将堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中；为保证对一回路的冷却效果和保证反应堆的停堆深度，设置为：所述硼浓度检测步骤获得的硼浓度值用于计算向一回路中添加的硼的量。作为本领域技术人员，以上蒸汽发生器二次侧补入一回路，通过蒸汽发生器二次与一次侧通过所述破口连通即可实现。更为完整的，作为一种基于现有系统及设备，即可实施步骤S3的技术方案，设置为：堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中通过破损蒸汽发生器一次侧与二次侧的压力差实现。作为一种不仅可实现所述步骤S1中的终止泄漏，同时可尽可能避免放射性物质污染蒸汽发生器的进水侧和出气侧，设置为：所述步骤S1的具体实现方法为：关闭破损蒸汽发生器进水口和出气口上的阀门，通过破裂的传热管，实现传热管一次侧与二次侧均压。采用本方案，通过关闭以上阀门，即截断了破损蒸汽发生器与进水侧、出气侧的连通路径，如相较于截断破损蒸汽发生器与压力容器之间的一回路管路，可尽可能避免进入破损蒸汽发生器二次侧的放射性物质进一步扩散。考虑降温过程中加载在反应堆系统上的热应力，为保护反应堆系统，设置为：在步骤S2中，利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路时，维持堆芯主系统冷段降温速率小于55℃/h。在实施步骤S3之前，对破损蒸汽发生器内的液位进行监测。本方案旨在针对如：如果破损SG水位低于5％窄量程，则有可能叠加发生了主蒸汽管道或者主给水管道破裂事故，故设置为包括液位监测，以引导操作员至相关规程进行处理。作为一种具体的一回路降压方式，设置为：利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压的具体实现方式为：通过稳压器正常喷淋实现降压。更为具体的，降压过程中须保持堆芯出口过冷度大于27℃，以避免堆芯冷却剂发生整体沸腾。为维持一回路中的液位，设置为：在实施步骤S3之前，对稳压器内水位进行维持控制。作为一种具体的液位维持具体实施方式，设置为：所述维持控制的具体实现方式为：通过控制稳压器的上充和下泄流量实现。本专利技术具有以下有益效果：本专利技术旨在提供一种针对压水堆核电厂(站)的一种事故应对措施，提出在发生SGTR事故工况下以反注式冷却方式实现反应堆系统降温降压，同时将放射性释放降到最小或避免放射性释放，从而顺利将一回路系统冷却至冷停堆工况，以确保没有进一步的放射性释放，达到修理破损SG传热管的条件。本技术方案的基本原理为：在压水堆核电厂(站)发生SGTR时，通过反注式冷却方式实现反应堆系统降温降压。如以上步骤S1中，当完成一回路向二回路通过破裂传热管进行泄漏的封堵后，实施以上步骤S2，利用完好蒸汽发生器以一定速率冷却主回路(一回路)系统，在保证足够堆芯出口一回路介质过冷度情况下，如采用稳压器正常喷淋使主回路系统压力不断下降，当一回路压力低于破损蒸汽发生器二次侧压力时，如直接利用压差作用，SG二次侧水装量通过破口反注至一回路系统，以此实现一、二回路系统降温降压，同时避免了带放射性的一回路系统冷却剂通过破损蒸汽发生器排出，达到杜绝放射性释放或将放射性释放降到最小。当一回路中如温度降低至170℃以下、压力下降至4Mpa以下时，利用现有余热排出系统，即可使得反应堆降温、降压至冷停堆工况。<本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，其特征在于，该方法包括顺序进行的以下步骤：/nS1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；/nS2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；/nS3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；/nS4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。/n

【技术特征摘要】
1.一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，该方法用于压水堆在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，实现反应堆降温降压至冷停堆状态，其特征在于，该方法包括顺序进行的以下步骤：
S1、终止事故后一回路与二回路之间的流体泄漏；
S2、利用正常工作的蒸汽发生器冷却一回路，利用一回路上的稳压器对一回路压力进行降压；
S3、在一回路压力低于二回路压力时，将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧中，实现一回路压力和温度进一步降压和降温；
S4、接入余热排出系统，使得反应堆达到冷停堆工况。


2.根据权利要求1所述的一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，其特征在于，在将破损蒸汽发生器二次侧工质反注到蒸汽发生器的一次侧之前，还包括硼浓度检测步骤，所述硼浓度检测步骤为：对反应堆一回路及破损蒸汽发生器二次侧进行硼浓度检测。


3.根据权利要求2所述的一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，其特征在于，在步骤S3中，将堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入一回路中；
所述硼浓度检测步骤获得的硼浓度值用于计算向一回路中添加的硼的量。


4.根据权利要求3所述的一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法，其特征在于，堆芯冷却用介质经破损蒸汽发生器二次侧补入...

【专利技术属性】
技术研发人员：冉旭，钱立波，吴清，冷贵君，刘昌文，李峰，喻娜，丁书华，陈伟，党高健，蒋孝蔚，杨帆，张丹，方红宇，初晓，陈宏霞，
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