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

技术特征：
1.一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：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；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；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；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；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；s6、对主系统降温，使热段温度降至设定温度；s7、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；s8、对主系统降压；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；s10、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤s8；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；s12、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。2.根据权利要求1所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，其特征在于，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。3.根据权利要求2所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，其特征在于，重复步骤s6～s11，具体包括以下步骤：a1、对主系统降温，使热段温度降至第三温度；a2、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；a3、对主系统降压；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；a5、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a3；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；a7、对主系统降温，使热段温度降至第四温度；a8、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；a9、对主系统降压；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；a11、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a9；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；a13、对主系统降温，使热段温度降至最终温度；a14、调节稳压器使其上充流量等于下泻流量；a15、对主系统降压；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；a17、投入电加热器，使主系统升压增加压力，并跳转至步骤a15；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；a19、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。4.根据权利要求3所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，其特征在于，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；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。5.根据权利要求4所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，其特征在于，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。6.根据权利要求5所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，其特征在于，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。7.根据权利要求6所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，其特征在于，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。8.根据权利要求7所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，其特征在于，在步骤a6执行完毕后，需隔离安注箱后再执行步骤a7。9.根据权利要求7所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，其特征在于。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。10.一种压水堆核电厂的冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：步骤一、反应堆事故触发停堆；步骤二、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却；步骤三，若压力容器液位指示失效，则执行如权利要求1
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9中任一项所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。

技术总结
本发明公开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，包括：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；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；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；对主系统降温，使热段温度降至设定温度；投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况；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。能存在的蒸汽。能存在的蒸汽。


技术研发人员：程坤 冉旭 吴清 刘昌文 冷贵君 李峰 喻娜 陈宏霞 蔡容 习蒙蒙 陆雅哲 杨帆 鲜麟 方红宇 吴鹏 初晓 周科 张舒 杨韵佳
受保护的技术使用者：中国核动力研究设计院
技术研发日：2021.06.18
技术公布日：2021/9/21