核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法技术方案

本发明专利技术提供了一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。本发明专利技术在确保核安全和核电厂工作人员及设备安全的前提下，通过分析中长期排热冷却水系统的设计特点和系统调试工作执行的需求，对系统的调试技术要求进行了详细说明，该调试技术要求的采用将全面地、高效地验证系统的功能和系统设计目标，为确保该系统在核电厂发生严重事故时充分发挥作用提供了有力保障。作用提供了有力保障。作用提供了有力保障。

【技术实现步骤摘要】
核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法


[0001]本专利技术涉及核电厂调试设计技术，具体涉及一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法。

技术介绍

[0002]调试是核电厂投产前的一个重要工程阶段。调试阶段的任务是将核电厂已安装的部件和系统投入运行并进行性能验证，以确认是否符合设计要求和满足性能标准。
[0003]日本福岛核事故后，根据我国核能政策的调整和国际趋势的发展，国内新建核电站将采用安全性更高、抗事故能力更强的先进压水堆核电技术。中长期排热冷却水系统是为应对严重事故而新设计的系统。中长期排热冷却水系统主要用于在事故发生72小时后，正常冷却手段尚无法恢复的情况下，将安全壳内堆芯余热及乏燃料水池内的乏燃料衰变热通过中长期排热厂用水系统传递至环境大气，使安全壳内压力和乏燃料水池温度不超过限值。中长期排热冷却水系统在机组正常运行期间不运行，但需要进行定期试验以检验其可用性。同时事故后，在投入运行的核岛换热器和环境大气之间形成屏障，防止放射性物质不可控制地释放到环境大气。
[0004]作为先进压水堆核电厂中采用了新概念设计的本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，包括：(1)针对中长期排热冷却水系统主要功能和相关设计文件，筛选出需要进行调试的设备；所述的中长期排热冷却水系统主要功能包括：在全厂断电+丧失最终热阱+一回路小破口失水事故以及全厂断电+丧失最终热阱+异常全堆芯卸料工况下排出堆芯及乏燃料水池的余热；在乏燃料水池失去正常冷链冷却，并且有效补水丧失的情况下通过中长期排热冷却水系统导出乏燃料水池的余热；当被冷却的换热器可能受污染时，防止放射性物质不可控制的释放到大气中；(2)根据中长期排热冷却水系统需要进行调试的设备，对设备进行性能分析，确定每个设备应执行的调试试验项目和内容；(3)通过对中长期排热冷却水系统功能和配置的解析，确定中长期排热冷却水系统的试验内容。2.如权利要求1所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(1)中所述的需要进行调试的设备包括波动箱、循环泵、热交换器，波动箱设置在循环泵的吸入端母管上，热交换器位于循环泵的入口。3.如权利要求2所述的核电厂事故后中长期排热冷却水系统调试方法，其特征在于，步骤(2)中，波动箱调试应检验与波动箱水位传感器有关的信息处理通道的性...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘飞，孙涛，刘勇，尚臣，杨晓燕，高超，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：