一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法技术

为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题，本发明专利技术实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度，若热段温度小于284℃，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。统冷却至冷停堆。统冷却至冷停堆。

【技术实现步骤摘要】
一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法


[0001]本专利技术涉及一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法。

技术介绍

[0002]华龙一号压水堆核电厂发生非失水事故并触发反应堆紧急停堆后，操作员根据应急事故 规程控制和缓解事故后果，如果事故初因无法在热态状态下修复，需要将反应堆冷却至冷停 堆状态已进行故障处理。在此过程中，如果主泵不能运行，反应堆一回路系统将处于自然循 环状态。自然循环下冷却剂流动驱动压头较强迫循环低，导致冷却剂流量较低，反应堆进出 口温差较大。另外，在反应堆压力容器上封头区域存在流动死区，其降温速率可能与一回路 降温速率不同，冷却过程中可能出现上封头流体温度达到饱和，出现闪蒸现象。如果蒸汽产 量较大，将导致压力容器内液位低于热管段上表面，将终止一回路自然循环，从而，无法排 出堆芯余热，危及反应堆安全。

技术实现思路

[0003]为解决现有技术中存在的在将反应堆冷却至冷停堆状态过程中，自然循环冷却压力容器 时，压力容器上封头流体温度达到饱和出现闪蒸现象导致冷却能力丧失危及安全的技术问题， 本专利技术实施例提供一种避免核电站压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法。
[0004]本专利技术实施例通过下述技术方案实现：
[0005]一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，包括：
[0006]启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；
[0007]主系统硼化至冷停堆硼浓度；
[0008]主系统降温；
>[0009]检查热段温度是否小于284℃，若否，则主系统降温；若是，则
[0010]主系统第一次降压；
[0011]维持主系统温度压力稳定；
[0012]主系统第二次降压；
[0013]主系统降温降压；
[0014]主系统冷却至冷停堆；
[0015]冷却主系统死区；
[0016]检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停 堆。
[0017]进一步的，还包括：启动主泵；若主泵无法正常启动或无法正常工作，则回到启动控制 棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头步骤。
[0018]进一步的，所述主系统降温，包括：主系统的降温速率小于14℃/h；维持稳压器水位为 零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力
‑
温度图限值内；维持蒸汽发生器
水位为 34％
‑
50％。
[0019]进一步的，主系统第一次降压，包括：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPaa。
[0020]进一步的，维持主系统温度压力稳定，包括：维持主系统的主系统压力为13.56MPa a， 主系统的降温速率为小于14℃/h；维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自 然循环压力
‑
温度图限值内。
[0021]进一步的，主系统第二次降压，包括：主系统降压至7MPa a。
[0022]进一步的，主系统降压至7MPa a，包括：维持堆芯出口过冷度大于20℃；维持冷段降温 速率小于14℃/h；采用喷雾或安全阀降低稳压器压力。
[0023]进一步的，主系统降温降压，包括：主系统冷段降温速率小于14℃/h；主系统温度和压 力在降温降压曲线限值之内。
[0024]进一步的，主系统冷却至冷停堆，包括：利用余排系统冷却反应堆主系统至冷停堆。
[0025]进一步的，冷却主系统死区，包括：用控制棒驱动机构冷却风机冷却压力容器上封头， 通过蒸汽排放冷却蒸汽发生器U型管区域。
[0026]本专利技术与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
[0027]本专利技术实施例的一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，通过对主系 统一系列的降温降压操作，避免了在降温降压过程中压力容器上封头水汽的产生；从而，利 于压力容器中的堆芯排出余热，保障了反应堆的安全使用。
附图说明
[0028]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：
[0029]图1为压力容器冷却系统示意图。图2为核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法流程示意图。
[0030]附图中标记及对应的零部件名称：
[0031]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
[0032]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。
[0033]实施例
[0034]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。
[0035]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。
[0036]热段18上还连有安注箱17。
[0037]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。
[0038]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。
[0039]稳压器3通过稳压器安全阀6与卸压箱7连通。
[0040]其中，热段，冷段和过渡段均为管道。
[0041]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。
[0042]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。<本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，包括：启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头；主系统硼化至冷停堆硼浓度；主系统降温；检查热段温度是否小于284℃，若否，则主系统降温；若是，则主系统第一次降压；维持主系统温度压力稳定；主系统第二次降压；主系统降温降压；主系统冷却至冷停堆；冷却主系统死区；检查主系统温度是否小于90℃，若是，则主系统完全卸压，若否，则主系统冷却至冷停堆。2.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，还包括：启动主泵；若主泵无法正常启动或无法正常工作，则回到启动控制棒驱动机构风冷系统的冷却风机冷却压力容器上封头步骤。3.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，所述主系统降温，包括：主系统的降温速率小于14℃/h；维持稳压器水位为零负荷水位；维持主系统温度压力在自然循环压力
‑
温度图限值内；维持蒸汽发生器水位为34％
‑
50％。4.如权利要求1所述核电厂避免压力容器上封头产汽的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统第一次降压，包括：利用辅助喷淋或安全阀将主系统降压至13.56MPa a。5.如权利要求1所述核电厂避免压力...

【专利技术属性】
技术研发人员：李峰，冉旭，吴清，刘昌文，冷贵君，喻娜，陈宏霞，蔡容，程坤，习蒙蒙，陆雅哲，杨帆，鲜麟，方红宇，吴鹏，初晓，周科，张舒，杨韵佳，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：