一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法与流程

1.本发明涉及装配式建筑领域，具体涉及一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法。


背景技术：

[0002]“华龙一号”压水堆核电厂在发生不触发或者不需要触发安注的事故后，反应堆自动紧急停堆，操作员需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反应堆热态状态下被修复，需要将反应堆冷却至冷停堆状态以进行故障处理。在此过程中，如果停闭的主系统主泵不能被再次启动，反应堆主系统需要建立自然循环来冷却堆芯。
[0003]
在主系统自然循环运行过程中，反应堆压力容器上封头区域可能会由于流体的闪蒸而产汽，导致压力容器液位的下降。
[0004]
通常情况下，操作员可利用压力容器水位指示系统来监测压力容器液位变化，判断上封头是否发生产汽，并及时采取消除产汽的处置措施。但当发生压力容器水位指示系统失效的情况时，压力容器上封头的产汽情况及水位变化无法被及时判断识别，上封头流体的持续闪蒸会造成大量蒸汽聚集，导致压力容器内液位迅速下降并低于热管段上表面，这将终止主系统自然循环，造成堆芯余热排出失效，严重危及反应堆的安全。


技术实现要素：

[0005]
本发明的目的就在于为了解决上述问题而提供一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法。
[0006]
一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
[0007]
s1、启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷却堆硼浓度；
[0008]
s2、对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于第一温度，使主系统压力降至第一压力；
[0009]
s3、闭锁安注信号，维持系统参数冷却过程稳定，确保堆芯出口热电偶温度在下降，主系统热段温度在下降，堆芯出口过冷度在上升；
[0010]
s4、调节稳压器的上充流量和下泄流量，将稳压器水位控制在第一量程与第二量程之间；
[0011]
s5、对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至第二温度，使主系统压力降至第二压力；
[0012]
s6、对主系统降温，使热段温度降至设定温度；
[0013]
s7、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0014]
s8、对主系统降压；
[0015]
s9、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤s10；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤s11；
[0016]
s10、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤s8；
[0017]
s11、获得主系统压力，若主系统压力高于设定压力，则跳转至步骤s8；
[0018]
s12、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
[0019]
进一步，重复步骤s6～s11，使主系统热段温度等于最终温度，主系统压力等于最终压力。
[0020]
具体地，重复步骤s6～s11，具体包括以下步骤：
[0021]
a1、对主系统降温，使热段温度降至第三温度；
[0022]
a2、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0023]
a3、对主系统降压；
[0024]
a4、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤a5；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤a6；
[0025]
a5、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a3；
[0026]
a6、获得主系统压力，若主系统压力高于第三压力，则跳转至步骤a3；若主系统压力等于第三压力，则跳转至步骤a7；
[0027]
a7、对主系统降温，使热段温度降至第四温度；
[0028]
a8、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0029]
a9、对主系统降压；
[0030]
a10、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤a11；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤a12；
[0031]
a11、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a9；
[0032]
a12、获得主系统压力，若主系统压力高于第四压力，则跳转至步骤a9；若主系统压力等于第四压力，则跳转至步骤a13；
[0033]
a13、对主系统降温，使热段温度降至最终温度；
[0034]
a14、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0035]
a15、对主系统降压；
[0036]
a16、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤a17；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤a18；
[0037]
a17、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a15；
[0038]
a18、获得主系统压力，若主系统压力高于最终压力，则跳转至步骤a15；若主系统压力等于最终压力，则跳转至步骤a19；
[0039]
a19、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
[0040]
优选地，在步骤s2的降温过程中，维持主系统降温速率小于基础速率，维持稳压器水位在零负荷水位，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0041]
在步骤s5的降温过程中，维持主系统压力在第一压力，维持主系统降温速率小于第一速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0042]
优选地，在步骤a1的降温过程中，维持主系统压力在第二压力，维持主系统降温速率小于第二速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0043]
优选地，在步骤a7的降温过程中，维持主系统压力在第三压力，维持主系统降温速率小于第三速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0044]
优选地，在步骤a13的降温过程中，维持主系统压力在第四压力，维持主系统降温
速率小于第四速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内。
[0045]
具体地，在步骤a6执行完毕后，需隔离安注箱后再执行步骤a7。
[0046]
作为一个实施例，所述第一温度为284℃，所述第二温度为258℃，所述第三温度为230℃，所述第四温度为202℃，所述最终温度为177℃，所述第一压力为13.56mpa(a)，所述第二压力为11.1mpa(a)，所述第三压力为 7.0mpa(a)，所述第四压力为4.14mpa(a)，所述最终压力为2.7mpa(a)，所述增加压力为0.7mpa(a)，所述第一量程为12％量程，所述第二量程为22％量程，所述第三量程为86％量程，所述基础速率为14℃/h，所述第一速率为28℃/h，所述第二速率为28℃/h，所述第三速率为56℃/h，所述第四速率为56℃/h。
[0047]
一种压水堆核电厂的冷却方法，包括以下步骤：
[0048]
步骤一、反应堆事故触发停堆；
[0049]
步骤二、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却；
[0050]
步骤三，若压力容器液位指示失效，则执行上述的一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法。
[0051]
本发明与现有技术相比，本发明通过采用台阶式的主系统降温、降压方法，并严格设定限制降温、降压速率等限值条件，避免上封头的闪蒸产汽；通过监测和控制稳压器水位，来判断自然循环循环冷却过程中的上封头产汽情况，并消除可能存在的蒸汽。
附图说明
[0052]
附图示出了本发明的示例性实施方式，并与其说明一起用于解释本发明的原理，其中包括了这些附图以提供对本发明的进一步理解，并且附图包括在本说明书中并构成本说明书的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。
[0053]
图1是根据本发明所述的一种压水堆核电厂的冷却方法的流程示意图。
具体实施方式
[0054]
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合附图和实施方式对本发明作进一步的详细说明。可以理解的是，此处所描述的具体实施方式仅用于解释相关内容，而非对本发明的限定。
[0055]
另外还需要说明的是，为了便于描述，附图中仅示出了与本发明相关的部分。
[0056]
在不冲突的情况下，本发明中的实施方式及实施方式中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施方式来详细说明本发明。
[0057]
一种压水堆核电厂的冷却方法，包括以下步骤：
[0058]
步骤一、反应堆事故触发停堆；
[0059]
步骤二、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却；
[0060]
步骤三，若压力容器液位指示失效，则执行上述的一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法。
[0061]
压水堆核电厂如果发生事故而导致出现紧急停机的情况时，需要对事故的情况进行分析。
[0062]
主系统主泵，即核主泵，是核岛一回路系统中，用于驱动冷却剂在rcp(反应堆冷却剂系统)系统内循环流动的泵。主泵位于核岛心脏部位，用来将热水泵入蒸发器转换热能，
主泵连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧(二回路)给水，其是核电运转控制水循环的关键，每个蒸汽发生器有一个主泵。
[0063]
反应堆事故触发停堆后，需及时启动主系统主泵对主系统进行冷却，若主系统主泵正常启动，则通过rcp系统(反应堆冷却剂系统)进行主系统冷却。
[0064]
若主系统主泵启动失败，则需要通过自然循环的方式进行反应堆的冷却。
[0065]
在执行自然循环冷却的过程中，需要通过压力容器水位指示系统来监测压力容器液位变化，来判断上封头是否发生产汽。
[0066]
因此在执行自然循环冷却前，对压力容器水位指示系统进行检测，若压力容器水位指示系统可以正常工作，则按照常规流程进行自然循环冷却。
[0067]
若压力容器水位指示系统无法正常工作，则需要通过本实施例中提供的方法进行冷却。
[0068]
实施例一
[0069]
一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
[0070]
s1、启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷却堆硼浓度；
[0071]
通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值，同时，将反应堆硼和水补给系统的补给控制设置成为自动控制，即通过硼浓度值自动注入对应量的硼和水。
[0072]
s2、对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于第一温度，使主系统压力降至第一压力；
[0073]
在降温过程中，需要维持主系统降温速率小于基础速率，维持稳压器水位在零负荷水位，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0074]
s3、闭锁安注信号，维持系统参数冷却过程稳定，确保堆芯出口热电偶温度在下降，主系统热段温度在下降，堆芯出口过冷度在上升；
[0075]
s4、调节稳压器的上充流量和下泄流量，将稳压器水位控制在第一量程与第二量程之间，建立可容纳汽泡生成的稳压器水位。
[0076]
s5、对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至第二温度，使主系统压力降至第二压力；
[0077]
在降温过程中，维持主系统压力在第一压力，维持主系统降温速率小于第一速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0078]
s6、对主系统降温，使热段温度降至设定温度；
[0079]
s7、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0080]
s8、对主系统降压；
[0081]
s9、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤s10；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤s11；
[0082]
s10、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤s8；
[0083]
s11、获得主系统压力，若主系统压力高于设定压力，则跳转至步骤s8；
[0084]
s12、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
[0085]
通过对稳压器水位的监测，并结合主系统内的压力和温度，实现对主系统降温降压的操作。
[0086]
本发明所涉及的操作过程不需在核电厂增设新的系统和设备，利用核电厂已有的
相关设备即可，主要包括核电厂主要的温度、压力测量装置、稳压器水位测量装置、化学与容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、正常余热排出系统以及其它相关控制系统。
[0087]
本实施例中的第一温度、第二温度、第一量程、第二量程、第三量程、增加压力、设定温度、设定压力、第一压力、第二压力、基础速率、第一速率均可以根据实际的情况进行选用，在保证安全的情况下，达到快速降温降压的目的即可。
[0088]
另外，本实施例中，可能存在第二温度与设定温度相差过大，而在反应堆内压力与温度又需要维持在自然循环p
‑
t图限值之内，因此可能出现第二压力与设定压力相差过大的情况，因此如果只采用上述的步骤，则可能导致s6降温幅度过大，s8降压幅度过大，从而出现冷却故障，因此单次降温幅度不宜过大，所以下面提供一个实施例来实现阶梯式降温降压。
[0089]
实施例二
[0090]
为了实现阶梯式降温降压，在具体的操作过程中需要重复实施例一中的步骤s6～s11，使主系统热段温度等于最终温度，主系统压力等于最终压力。
[0091]
一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
[0092]
1、启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷却堆硼浓度；
[0093]
2、对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于第一温度，使主系统压力降至第一压力；
[0094]
3、闭锁安注信号，维持系统参数冷却过程稳定，确保堆芯出口热电偶温度在下降，主系统热段温度在下降，堆芯出口过冷度在上升；
[0095]
4、调节稳压器的上充流量和下泄流量，将稳压器水位控制在第一量程与第二量程之间，建立可容纳汽泡生成的稳压器水位。
[0096]
5、对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至第二温度，使主系统压力降至第二压力；
[0097]
6、对主系统降温，使热段温度降至第三温度；
[0098]
在降温过程中，维持主系统压力在第二压力，维持主系统降温速率小于第二速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0099]
7、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0100]
8、对主系统降压；
[0101]
9、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤10；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤11；
[0102]
10、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤8；
[0103]
11、获得主系统压力，若主系统压力高于第三压力，则跳转至步骤8；若主系统压力等于第三压力，则跳转至步骤12；
[0104]
12、对主系统降温，使热段温度降至第四温度；
[0105]
维持主系统压力在第三压力，维持主系统降温速率小于第三速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0106]
13、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0107]
14、对主系统降压；
[0108]
15、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤16；当稳压器水
位小于第三量程，则跳转至步骤17；
[0109]
16、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤14；
[0110]
17、获得主系统压力，若主系统压力高于第四压力，则跳转至步骤14；若主系统压力等于第四压力，则跳转至步骤18；
[0111]
18、对主系统降温，使热段温度降至最终温度；
[0112]
维持主系统压力在第四压力，维持主系统降温速率小于第四速率，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内。
[0113]
19、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0114]
20、对主系统降压；
[0115]
21、监测稳压器水位，当稳压器水位大于第三量程，则跳转至步骤22；当稳压器水位小于第三量程，则跳转至步骤23；
[0116]
22、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤20；
[0117]
23、获得主系统压力，若主系统压力高于最终压力，则跳转至步骤20；若主系统压力等于最终压力，则跳转至步骤24；
[0118]
24、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
[0119]
本实施例中的第一温度、第二温度、第三温度、第四温度、第一量程、第二量程、第三量程、增加压力、第一压力、第二压力、第三压力、第四压力、基础速率、第一速率、第二速率、第三速率、第四速率均可以根据实际的情况进行选用，在保证安全的情况下，达到快速降温降压的目的即可。
[0120]
同时，本实施例中，通过设置了步骤6
‑
11，步骤12
‑
17，步骤18
‑
23三个阶段式的降温，将温度依次降低至第三温度、第四温度和最终温度，同时将压力依次降低至第三压力、第四压力和最终压力，实现了阶梯式的降温，可以有效的增加冷却稳定性。
[0121]
当然，如果本实施例中出现了第二温度与第三温度之间的降温幅度仍然过大的情况，可以再在步骤6之前增设步骤s6～s11，减小降温幅度。
[0122]
如果本实施例中出现了第三温度与第四温度之间的降温幅度仍然过大的情况，可以再在步骤11与步骤12之间增设步骤s6～s11，减小降温幅度。
[0123]
如果本实施例中出现了第四温度与最终温度之间的降温幅度仍然过大的情况，可以再在步骤17与步骤18之间增设步骤s6～s11，减小降温幅度。
[0124]
综上，即可以通过增设阶梯来实现降温。
[0125]
为了避免在主系统内部压力降低的情况下，安注系统(应急堆芯冷却系统) 中的安注箱内的冷却剂进入主系统内，在步骤11执行完毕后，需隔离安注箱，然后再执行步骤12。
[0126]
实施例三
[0127]
下面提供一个具体的实施例，其可实现压水堆的自然冷却操作。
[0128]
本实施例中第一温度为284℃，第二温度为258℃，第三温度为230℃，第四温度为202℃，最终温度为177℃，第一压力为13.56mpa(a)，第二压力为11.1mpa(a)，第三压力为7.0mpa(a)，第四压力为4.14mpa(a)，最终压力为2.7mpa(a)，增加压力为0.7mpa(a)，第一量程为12％量程，第二量程为22％量程，第三量程为86％量程，基础速率为14℃/h，第一速率为28℃/h，第二速率为28℃/h，第三速率为56℃/h，第四速率为56℃/h。
[0129]
一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
[0130]
1、启动控制棒驱动机构冷却风机，将主系统硼化至冷却堆硼浓度；
[0131]
2、对主系统降温、降压，使主系统热段温度小于284℃，使主系统压力降至13.56mpa(a)，其中mpa(a)表示为绝对压力。
[0132]
在降温过程中，需要维持主系统降温速率小于14℃/h，维持稳压器水位在零负荷水位，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内，需维持蒸汽发生器窄量程水位(34％
‑
50％)。
[0133]
3、闭锁安注信号，维持系统参数冷却过程稳定，确保堆芯出口热电偶温度在下降，主系统热段温度在下降，堆芯出口过冷度在上升；当稳压器压力上升到大于13.9mpa(a)时，安注信号会自动解锁。
[0134]
4、调节稳压器的上充流量和下泄流量，将稳压器水位控制在12％量程与 22％量程之间，建立可容纳汽泡生成的稳压器水位，且降低稳压器水位只有在稳压器内冷却剂达到饱和状态后才可执行。
[0135]
5、对主系统降温、降压，使主系统热段温度降至258℃，使主系统压力降至11.1mpa(a)；
[0136]
在降温过程中，维持主系统压力在13.56mpa(a)，维持主系统降温速率小于28℃/h，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0137]
6、对主系统降温，使热段温度降至230℃；
[0138]
在降温过程中，维持主系统压力在11.1mpa(a)，维持主系统降温速率小于28℃/h，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0139]
7、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0140]
8、对主系统降压；
[0141]
9、监测稳压器水位，当稳压器水位大于86％量程，则跳转至步骤10；当稳压器水位小于86％量程，则跳转至步骤11；
[0142]
10、投入电加热器，使主系统升压0.7mpa(a)，并跳转至步骤8；
[0143]
11、获得主系统压力，若主系统压力高于7.0mpa(a)，则跳转至步骤8；若主系统压力等于7.0mpa(a)，隔离安注箱后则跳转至步骤12；
[0144]
12、对主系统降温，使热段温度降至202℃；
[0145]
维持主系统压力在7.0mpa(a)，维持主系统降温速率小于56℃/h，维持主系统温度和压力在降温降压曲线限值之内；
[0146]
13、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0147]
14、对主系统降压；
[0148]
15、监测稳压器水位，当稳压器水位大于86％量程，则跳转至步骤16；当稳压器水位小于86％量程，则跳转至步骤17；
[0149]
16、投入电加热器，使主系统升压0.7mpa(a)，并跳转至步骤14；
[0150]
17、获得主系统压力，若主系统压力高于4.14mpa(a)，则跳转至步骤 14；若主系统压力等于4.14mpa(a)，则跳转至步骤18；
[0151]
18、对主系统降温，使热段温度降至177℃；
[0152]
维持主系统压力在4.14mpa(a)，维持主系统降温速率小于56℃/h，维持主系统温
度和压力在降温降压曲线限值之内。
[0153]
19、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；
[0154]
20、对主系统降压；
[0155]
21、监测稳压器水位，当稳压器水位大于86％量程，则跳转至步骤22；当稳压器水位小于86％量程，则跳转至步骤23；
[0156]
22、投入电加热器，使主系统升压0.7mpa(a)，并跳转至步骤20；
[0157]
23、获得主系统压力，若主系统压力高于2.7mpa(a)，则跳转至步骤20；若主系统压力等于2.7mpa(a)，则跳转至步骤24；
[0158]
24、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
[0159]
另外的，在本实施例中主系统通过辅助喷淋系统进行降压，若辅助喷淋系统不可用，则使用稳压器安全阀进行降压。
[0160]
降低稳压器水位只有在稳压器内冷却剂达到饱和状态后才可执行。
[0161]
另外，在本实施例中的对稳压器的水位调节，均可以通过手动调节的方式进行。
[0162]
基于此，本发明实施例提出了一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，可以在压力容器液位信息缺失的条件下有效的避免冷却过程中的上封头产汽或减少产汽量，防止自然循环冷却中断，确保在这类事故下将核电厂引导至安全可控的冷停堆状态。
[0163]
能够有效避免在压力容器液位指示失效的情况下压力容器上封头在自然循环冷却过程中的闪蒸产汽或减少产气量，消除了自然循环冷却终止的风险，可将引导核电厂至安全可控的冷停堆状态，确保了核电厂的安全。
[0164]
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例/方式”、“一些实施例/方式”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例/方式或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本技术的至少一个实施例/方式或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例/方式或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例/方式或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例/方式或示例以及不同实施例/方式或示例的特征进行结合和组合。
[0165]
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本技术的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。
[0166]
本领域的技术人员应当理解，上述实施方式仅仅是为了清楚地说明本发明，而并非是对本发明的范围进行限定。对于所属领域的技术人员而言，在上述发明的基础上还可以做出其它变化或变型，并且这些变化或变型仍处于本发明的范围内。