CN100437836C - 压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法 - Google Patents

Abstract

一种压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其包括：对一般严重事故工况，根据压水堆核电站严重事故状态诊断图进行严重事故状态诊断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；对于安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，根据压水堆核电站严重威胁状态图判断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；建立严重事故管理导则的辅助快速计算评价方法，通过简便的计算直接掌握事故机组所处的安全状况，正确得出事故处置行动对策，避免错误的判断和对策。

Description

压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法

技术领域

本发明涉及压水堆核电站严重事故管理导则(SAMG)实施领域，主要涉及的是一种压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法。

背景技术

众所周知，压水堆核电站的事件和事故可被划分为两类：第一类是由反应堆紧急停堆所限定的正常运行工况。确切地说，对于此类事故工况，技术规格书要求电厂能够到达某种退守模式，此时，一些设备是故障不可用的。对于此类事件和事故，需优先考虑的是安全屏障的完整性，即确保堆芯完整、防止堆芯损坏。第二类是严重事故，在这种工况下，通常发生堆芯性能的明显恶化，这时需优先考虑的是放射性物质向周围环境的释放。

核电站严重事故管理导则(SAMG)是在严重事故下用于主控室和技术支持中心的可执行文件，是较为完整的、一体化的针对严重事故的指导性管理文件。SAMG是在电厂现有系统和设备的基础上，总结得出的一套针对电厂可能发生的严重事故的对策集。SAMG的使用可使电站事故管理范围和能力得到扩展，是现有应急运行规程(EOP)的扩展，是在管理上对严重事故缓解能力的一个重大改进，并最终达到提高核电站安全水平的目的。

然而，目前国内因为现有SAMG的研制技术(即压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法)十分匮乏，导致核电站的事故管理范围仍只是局限于设计基准事故或一部分多重故障的事故覆盖范围，因此成为核电站安全水平不能进一步提高和实施SAMG的障碍，而这样的状态是不能满足日益提出的保护公众的安全要求的。

发明内容

为了克服上述现有技术的不足，而提供一种压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，从而解决目前国内核电站安全水平不能得到持续改进和不能实施有效的严重事故管理、无法较好的缓解严重事故后果的问题。

本发明所采用的技术方案为：提供一种压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其包括：对一般严重事故工况，根据压水堆核电站严重事故状态诊断图进行严重事故状态诊断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；对于安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，根据压水堆核电站严重威胁状态图判断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；建立严重事故管理导则的辅助快速计算评价方法，通过简便的计算直接掌握事故机组所处的安全状况，正确得出事故处置行动对策，避免错误的判断和对策。

本发明的有益效果在于：本发明通过三步法可基本实现在核电站内发展SAMG，在可能发生的严重事故工况下，对压力壳裂变产物边界和安全壳第三道屏障进行保护，并针对性地缓解严重事故后果，进而减少对电站周围环境的放射性释放，最终使事故机组恢复到可控、稳定的状态，从而较大地提高了核电站的安全水平。

附图说明

图1a、图1b是本发明压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法的诊断流程图；

图2是本发明压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法的严重威胁状态判断流程图；

图3是本发明压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法第一实施例的辅助快速计算评价方法的再淹没堆芯所需的主系统注水流量估算曲线示意图；

图4是本发明压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法第二实施例的辅助快速计算评价方法的安全壳内氢气可燃性判断曲线示意图；

图5是本发明压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法第三实施例的辅助快速计算评价方法的安全壳泄压时氢气浓度和氢气风险影响评价

线示意图。

具体实施方式

本发明压水堆核电站严重事故诊断和处理方法主要包括：对一般严重事故工况，根据压水堆核电站严重事故状态诊断图(DFC，Diagnostic Flow Chart)进行严重事故状态诊断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；对于安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，根据压水堆核电站严重威胁状态图(SCST，Severe Challenge Status Tree)判断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；建立严重事故管理导则的辅助快速计算评价方法，通过简便的计算直接掌握事故机组所处的安全状况，正确得出事故处置行动对策，避免错误的判断和对策。

对一般严重事故工况，首先需要考虑的事故对策是避免堆芯内放射性从蒸汽发生器释放到环境，其次是避免高压堆芯融化和安全壳早期失效，然后是向堆芯注入冷却剂冷却堆芯、避免堆芯进一步融化。在控制事故早期可能发生的较大风险后，进一步的事故处置分别是控制裂变产物的对外释放、控制安全壳事故工况控制安全壳氢气浓度和防止熔融堆芯熔穿地基。因此，根据上述原则，可以确定和建立本发明压水堆核电站严重事故诊断和处理方法的压水堆核电站严重事故状态诊断图(请参阅图1a和1b)，具体包括以下诊断和相应的处理步骤：

101.发生一般严重事故工况，进入严重事故管理导则；

102.开始监督严重事故管理导则的严重威胁状态树；

103.判断所有仪表水位是否大于-0.6m，若是，执行步骤104，若否，则进入SAG-1，即向蒸汽发生器注水后再执行步骤104；

104.判断RCP(反应堆冷却剂系统)压力是否小于19bar(g)，若是，执行步骤105，若否，则进入SAG-2，即对反应堆冷却剂系统泄压后再执行步骤105；

105.判断反应堆芯温度是否小于371℃，若是，执行步骤106，若否，则进入SAG-3，即向反应堆冷却剂系统注水后再执行步骤106；

106.判断安全壳水位是否大于标高-3.1m，若是，执行步骤107，若否，则进入SAG-4，即向安全壳注水后再执行步骤107；

107.判断现场释放是否小于场区应急水平(此时为全身为1mSv，甲状腺为5mSv)，若是，执行步骤108，若否，则进入SAG-5，即减少裂变产物释放；

108.判断安全壳压力是否小于1.3bar(a)，若是，执行步骤109，若否，则进入SAG-6，即控制安全壳工况后再执行步骤109；

109.判断安全壳氢气浓度是否小于6％，若是，执行步骤110，若否，则进入SAG-7，即控制安全壳氢气浓度后再执行步骤110，其中，6％是干式氢气测量的值。对于湿式氢气测量，按照下表安全壳压力对该值进行调整；

安全壳压力，bar(a)	H<sub>2</sub>百分比
		0	≤6.0％
0.69	≤5.0％

1.38	≤3.8％
		2.07	≤3.0％
2.76	≤2.5％

110.判断安全壳水位是否大于8.5m，若是，执行步骤111，若否，则进入SAG-8，即淹没安全壳后再执行步骤111；

111.进入SAEG-1，即TSC长期监督，并进行下列判断：首先堆芯温度是否小于371℃，并且稳定或正在下降；其次现场释放是否小于场区应急水平(此时为全身1mSv，甲状腺5mSv)，并且稳定或正在下降；再次，安全壳压力是否小于1.3bar(a)，并且稳定或正在下降；最后安全壳氢气浓度是否小于6％，并且稳定或正在下降，若上述条件全部满足，则进入步骤112，若无法全部满足，则返回步骤103重新进行诊断和处理；

112.进入SAEG-2，即严重事故管理导则终止。

对于安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，处置优先级别为最高，这方面的处置对策包括缓解裂变产物释放、安全壳泄压、控制安全壳氢气可燃性、控制安全壳真空度。这四个导则的逻辑顺序是根据事故发生的风险来决定的(包括概率和后果)，确定该顺序是以概率安全分析计算结果为基础的。因此，根据上述原则，可以确定和建立本发明压水堆核电站严重事故诊断和处理方法的压水堆核电站严重威胁状态图(请参阅图2)，具体包括以下诊断和相应的处理步骤：

201.进入严重事故管理导则并判断现场释放是否小于场外应急水平(此时为全身5mSv，甲状腺5mSv)，若是，执行步骤202，若否，则进入SCG-1，即缓解裂变产物释放后再执行步骤202；

202.判断安全壳压力是否小于5.5bar(a)，若是，执行步骤203，若否，则进入SCG-2，即安全壳泄压后再执行步骤203；

203.判断安全壳氢气浓度是否低于严重威胁区域，若是，执行步骤204，若否，则进入SCG-3，即控制安全壳氢气可燃性后再执行步骤204，其中，所述严重威胁区域是根据本发明的严重事故管理辅助快速计算评价方法计算所得，请参阅图4或图5所示。

204.判断安全壳压力是否大于+0.65bar(a)，若是，则状态树满足，若否，则进入SCG-4，即控制安全壳真空度。

本发明压水堆核电站严重事故诊断和处理方法的严重事故管理辅助快速计算评价方法概括了电站重大安全关注的所有情况，包括堆芯冷却、氢气燃烧和爆炸的控制、安全壳超压的控制等，该评价方法的建立分以下几个步骤：a)根据严重事故过程现象确定正确或近似的物理过程描述模型；b)对确定的模型用合适的公式表达出来；c)根据电站系统特性数据进行不同工况、不同条件的计算；d)形成电站特性的、易于使用的辅助快速计算曲线。

请参阅图3，本发明第一实施例严重事故管理辅助快速计算评价方法是再淹没堆芯所需的主系统注水流量估算法：

1.1.1应急堆芯冷却系统泵特性曲线

安注系统管道阻力通过以下公式计算：

$\mathrm{\Δp}=2.16\×{10}^{-4}\frac{{\mathrm{fL\ρQ}}^2}{d^5}\mathrm{Ref}.1---\mathrm{Eqn}.1$

公式可以演变成如下等式：

$\frac{\mathrm{fL}}{d^5}=\frac{4630\mathrm{\Δp}}{\mathrm{\ρ}{Q}^2}---\mathrm{Eqn}.2$

代表整个系统特性的等式可以表达为：

$P2=P1+248.818-0.032\frac{Q1}{1}+{4.94610}^{-6}{\left(\frac{Q1}{1}\right)}^2-{1.221\·10}^{-9}{\left(\frac{Q1}{1}\right)}^3|---\mathrm{Eqn}.3$

其中P1是LHSI吸入压头，P2是LHSI扬程，Q1是LHSI泵的流量。

$P3=P2+2599+0.078\frac{Q3}{\mathrm{Np}}-{3.902\·10}^{-3}{\left(\frac{Q3}{\mathrm{Np}}\right)}^2+{2.082\·10}^{-7}{\left(\frac{Q3}{\mathrm{Np}}\right)}^3|---\mathrm{Eqn}.4$

其中P3是HHSI泵的扬程，Q3是HHSI的流量.

$P3=\mathrm{Prcs}+\frac{\mathrm{Rhhsi}\·\mathrm{\ρ}\·{Q3}^2}{4630}---\mathrm{Eqn}.5$

其中Prcs是RCS压力，Rhhsi是系统阻力参数函数，ρ是液体密度。

$Q2=\mathrm{\Φ}\left(\mathrm{LHSIFlag}\right)\·{\left[4630\frac{(P2-\mathrm{Prcs})}{\mathrm{Rlhsi}\·\mathrm{\ρ}}\right]}^{.5}---\mathrm{Eqn}.6$

其中Rlhsi是LHSI系统阻力参数函数，ΦLHSI泵的关闭压头限制函数，LHSIFlag is等于267-P2.

$\mathrm{Rlhsi}=0.0396+\frac{51.8253}{Q1}-\frac{{7.694810}^4}{{Q1}^2}+\frac{{7.401410}^7}{{Q1}^3}+\frac{{1.48610}^5}{{Q1}^4}-\frac{0.174}{\log \left(Q1\right)}---\mathrm{Eqn}.7$

其中Q1是LHSI流量。

$\mathrm{Rhhsi}=0.235+\frac{17.304}{Q3}+\frac{{6.937\·10}^3}{{Q3}^2}+\frac{2.028}{{Q3}^3}\·{10}^4---\mathrm{Eqn}.8$

其中Q3是HHSI流量；

Q2＝Q1+Q3    Eqn.9

Q2是系统的总流量。

1.1.2堆芯余热导出

质量平衡公式：

其中：

能力平衡公式：

能量平衡的通用公式可以表达为：

上述公式可以演变为如下等式：

能量平衡和质量平衡相结合后可以表达成如下等式：

流量等式为：

衰变热的产生可以表达为：

q_decay ^&＝5402Q_ot^-0.26    Eqn.17

堆芯储能变化可以由以下等式计算：

$Q_{\mathrm{core}}=M_{\mathrm{core}}{C}_{P_{\mathrm{core}}}(T_{{\mathrm{core}}_{\mathrm{initial}}}-T_{{\mathrm{core}}_{\mathrm{final}}})---\mathrm{Eqn}.18$

其中：

M_core＝燃料质量(Lbm)

1.1.3结合PORV(动力操作释放阀)开启后的平衡点

以下公式考虑PORV开启后，可以估算注入流量的需要量，包括PORV开启情况：

请参阅图4，本发明第二实施例严重事故管理辅助快速计算评价方法是安全壳内氢气可燃性判断法

1.2.1初始安全壳工况

$P_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}=P-P_{{\mathrm{Steam}}_{\mathrm{Init}}}---\mathrm{Eqn}.1$

根据理想气体公式：

$n_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}=\frac{1.1(1-\mathrm{vent})\left(P_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}V\right)}{{\mathrm{RT}}_{\mathrm{Init}}}---\mathrm{Eqn}.2$

其中：

vent＝排放的份额

V＝安全壳容积(ft³)

R＝气体常数(10.729psi-ft³/lbm-mole°R)

T＝安全壳初始温度(°R)

1.2.2氢气燃烧限值

氢气燃烧限值可以表达为：

$F_{\mathrm{Steam}}=1-F_{H_{\mathrm{wet}}}-{0.373e}^{-0.7F_{H_{\mathrm{wet}}}}-5.18e^{-48.8F_{H_{\mathrm{wet}}}}---\mathrm{Eqn}.3$

其中：

F_Steam＝蒸汽摩尔份额

1.2.3安全壳严重威胁线的制定

安全壳严重威胁线根据如下等式制定：

$[(n_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Pre}}}-\frac{n_H}{2})M_{\mathrm{Air}}{C}_{V_{\mathrm{Air}}}+(n_{{\mathrm{Steam}}_{\mathrm{Pre}}}+n_H)M_{\mathrm{Steam}}{C}_{V_{\mathrm{Steam}}}](T_F-F_I)=n_H{Q}_{\mathrm{PX}}---\mathrm{Eqn}.15$

其中：_Ref.2

M_Air＝空气摩尔重量(28Lbm/Lbm-Mole)

M_Steam＝蒸汽摩尔重量(18Lbm/Lbm-Mole)

T_F＝燃烧后安全壳温度(°R)

R_l＝燃烧前安全壳温度(°R)

Q_Rx＝氢气燃烧反应产生的热量(103,000BTU/Lbm)

1.2.4安全壳氢气浓度与氧化

氢气产生可以表达为：

$n_{H_z}=2x_{\mathrm{Rx}}(1-\mathrm{vent})\frac{m_{\mathrm{Zr}}}{M_{\mathrm{Zr}}}---\mathrm{Eqn}.19$

其中：

x_Rx＝锆氧化份额(0.25，0.50，0.75，1.00)

m_Zr＝锆总量(44754Lbm，GNPS Staff conversation)

M_Zr＝锆摩尔重量(91.22Lbm/Lbm-mole)

vent＝安全壳已排放的份额(0.0，0.15，0.30)

请参阅图5，本发明第三实施例严重事故管理辅助快速计算评价方法是安全壳泄压时氢气浓度和氢气风险影响评价法

安全壳泄压时氢气浓度和氢气风险影响的评价所采用的技术方法同本发明第二实施例，采用公式一致，所不同的是其目标、输入参数、及制表过程更具体、更有针对性。

Claims (11)

1.一种压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于包括：对一般严重事故工况，根据压水堆核电站严重事故状态诊断图进行严重事故状态诊断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；对于安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，根据压水堆核电站严重威胁状态图判断并进入核电站严重事故管理导则相应步骤；建立严重事故管理导则的辅助快速计算评价方法，通过简便的计算直接掌握事故机组所处的安全状况，正确得出事故处置行动对策，避免错误的判断和对策。

2.如权利要求1所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：对于所述一般严重事故工况，首先需要避免堆芯内放射性从蒸汽发生器释放到环境；其次是避免高压堆芯融化和安全壳早期失效；然后是向堆芯注入冷却剂冷却堆芯、避免堆芯进一步融化。

3.如权利要求2所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：对于所述一般严重事故工况，在控制事故早期可能发生的较大风险后，进一步的事故处置分别是控制裂变产物的对外释放、控制安全壳事故工况控制安全壳氢气浓度和防止熔融堆芯熔穿地基。

4.如权利要求1所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述压水堆核电站严重事故状态诊断图包括以下诊断和相应的处理步骤：

101.发生一般严重事故工况，进入严重事故管理导则；

102.开始监督严重事故管理导则的严重威胁状态树；

103.判断所有仪表水位是否大于-0.6m，若是，执行步骤104，若否，则进入SAG-1，即向蒸汽发生器注水后再执行步骤104；

104.判断RCP压力是否小于19bar(g)，若是，执行步骤105，若否，则进入SAG-2，即对反应堆冷却剂系统泄压后再执行步骤105；

105.判断反应堆芯温度是否小于371℃，若是，执行步骤106，若否，则进入SAG-3，即向反应堆冷却剂系统注水后再执行步骤106；

106.判断安全壳水位是否大于标高-3.1m，若是，执行步骤107，若否，则进入SAG-4，即向安全壳注水后再执行步骤107；

107.判断现场释放是否小于场区应急水平，若是，执行步骤108，若否，则进入SAG-5，即减少裂变产物释放；

108.判断安全壳压力是否小于1.3bar(a)，若是，执行步骤109，若否，则进入SAG-6，即控制安全壳工况后再执行步骤109；

109.判断安全壳氢气浓度是否小于6％，若是，执行步骤110，若否，则进入SAG-7，即控制安全壳氢气浓度后再执行步骤110；

110.判断安全壳水位是否大于8.5m，若是，执行步骤111，若否，则进入SAG-8，即淹没安全壳后再执行步骤111；

111.进入SAEG-1，即TSC长期监督，并进行下列判断：首先堆芯温度是否小于371℃，并且稳定或正在下降；其次现场释放是否小于场区应急水平，并且稳定或正在下降；再次，安全壳压力是否小于1.3bar(a)，并且稳定或正在下降；最后安全壳氢气浓度是否小于6％，并且稳定或正在下降，若上述条件全部满足，则进入步骤112，若无法全部满足，则返回步骤103重新进行诊断和处理；

112.进入SAEG-2，即严重事故管理导则终止。

5.如权利要求4所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述场区应急水平为全身为1mSv，甲状腺为5mSv。

6.如权利要求4所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述6％是干式氢气测量的值。

7.如权利要求1所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：对于所述安全壳受到严重威胁的恶化的事故后果，处置优先级别为最高，这方面的处置包括缓解裂变产物释放、安全壳泄压、控制安全壳氢气可燃性、控制安全壳真空度。

8.如权利要求1所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述压水堆核电站严重威胁状态图包括以下诊断和相应的处理步骤：

201.进入严重事故管理导则并判断现场释放是否小于场外应急水平，若是，执行步骤202，若否，则进入SCG-1，即缓解裂变产物释放后再执行步骤202；

202.判断安全壳压力是否小于5.5bar(a)，若是，执行步骤203，若否，则进入SCG-2，即安全壳泄压后再执行步骤203；

203.判断安全壳氢气浓度是否低于严重威胁区域的水平，若是，执行步骤204，若否，则进入SCG-3，即控制安全壳氢气可燃性后再执行步骤204，其中，所述严重威胁区域是根据所述严重事故管理辅助快速计算评价方法计算所得；

204.判断安全壳压力是否大于+0.65bar(a)，若是，则状态树满足，若否，则进入SCG-4，即控制安全壳真空度。

9.如权利要求8所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述场外应急水平为全身5mSv，甲状腺5mSv。

10.如权利要求8所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述安全壳氢气浓度的严重威胁区域的水平可分别针对湿式测量和干式氢气测量的值计算。

11.如权利要求1所述的压水堆核电站严重事故的诊断和处理方法，其特征在于：所述严重事故管理辅助快速计算评价方法的建立分以下几个步骤：a)根据严重事故过程现象确定正确或近似的物理过程描述模型；b)对确定的模型用合适的公式表达出来；c)根据电站系统特性数据进行不同工况、不同条件的计算；d)形成电站特性的、易于使用的辅助快速计算曲线。

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