CN101217064A - 一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法 - Google Patents

Abstract

本发明适用于核电站事故管理实施领域，提供了一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故的处理方法，所述方法包括下述步骤：读取严重事故状态下核电站的实测数据，根据数据判断事故的严重程度；根据事故的严重程度判断严重事故管理导则中事故状态诊断树的执行顺序，以及事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序；依据事故的严重程度进入相应的事故状态诊断树，按照该事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序对事故进行诊断，进入相应的事故处置导则。本发明通过判断事故的严重程度，按照相应的事故状态诊断树，以症状为导向对严重事故进行有针对性地诊断与处理，从而实现了严重事故发生时，能有效、快速、准确地对事故进行判断与处理。

Description

一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法

技术领域

本发明属于核电站事故处理实施领域，尤其涉及一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法。

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，是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效、威胁或破坏核电厂压力容器或安全壳的完整性，并引发放射性物质泄漏的一系列过程，在这种工况下，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(Severe Accident Management Guidelines，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处理的指导性管理文件。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，目前国内的压水堆核电站，尤其是改进型百万千瓦级压水堆核电站在严重事故管理导则的研制技术方面十分匮乏，国内其他大多数的压水堆核电站都没有实施严重事故管理导则，而少数实施严重事故管理导则的压水堆核电站对核电站的事故管理范围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。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，也不能与国际上核电安全要求和趋势相接轨，核电站SAMG研制技术的匮乏已经成为国内严重事故管理导则不能很快发展的障碍。

发明内容

本发明实施例的目的在于提供一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故的处理方法，旨在解决目前国内对于严重事故的处理没有一套事故覆盖全面、针对性强、处置对策全面、完整、逻辑性强、可执行性强的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故管理导则的问题。

本发明实施例是这样实现的，一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，所述方法包括下述步骤：

读取严重事故状态下核电站的实测数据，根据数据判断事故的严重程度；

根据事故的严重程度判断严重事故管理导则中事故状态诊断树的执行顺序，以及事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序；

依据事故的严重程度进入相应的事故状态诊断树，按照该事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序对事故进行诊断，进入相应的事故处置导则。

在本发明实施例中，通过判断事故的严重程度，按照相应的事故状态诊断树，以症状为导向对严重事故进行有针对性地诊断与处理，从而实现了严重事故发生时，能有效、快速、准确地对事故进行判断与处理。

附图说明

图1是本发明实施例提供的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法的实现流程图；

图2是本发明实施例提供的压水堆核电站严重威胁状态诊断与处理的流程图；

图3是本发明实施例提供的压水堆核电站一般严重事故状态诊断与处理的流程图；

图4是本发明实施例提供的安全壳内氢气可燃性判断法的曲线模型图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

在本发明实施例中，当压水堆核电站发生严重事故时，通过建立一套针对不同的事故严重程度按照相应的事故状态诊断树对事故进行诊断和处理，并根据需要辅以快速计算方法对事故状态进行计算和评价的严重事故处理方法，使得核电站对严重事故的处理覆盖全面、针对性强、处理措施完整、逻辑性强，并具有很好的可执行性，填补了国内对于严重事故管理导则的研制技术的空白。

以下对本发明实施例提供的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法的说明以中国第二代改进型百万千瓦级压水堆核电站为例。

图1示出了本发明实施例提供的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法的实现流程图，详述如下：

在步骤S101中，严重事故管理导则被启动。

由于严重事故的发生概率是非常低的，因此核电站对于大多数的事故都可以采用应急运行规程进行控制及处理，只有当事故的发展势态和严重程度超出了应急运行规程的控制能力之外时，应急运行规程将通过接口通知启动严重事故管理导则的执行。

其中，应急运行规程与严重事故管理导则的接口的确定，需要经过以下几个步骤：首先根据燃料组件包壳熔化温度和仪表测量误差确定接口切换的定值，例如大亚湾核电运行管理有限责任公司(DNMC)采用650℃作为定值，而法国采用1100℃，定值的确定需要对燃料元件的包壳特性进行评价；然后了解电厂规程的情况，包括规程的分布和规程对电厂事故的覆盖范围，并分析可能存在的接口，确定接口时，必须遵守不能遗漏、尽可能减少接口的原则；最后对接口是否符合实际情况进行事故模拟演习，以验证正确性。

在启动严重事故管理导则之初，先要进行严重事故的初始响应。

在步骤S102中，读取严重事故状态下核电站的实测数据，根据数据判断事故的严重程度，即核电站的安全壳完整性是否受到威胁，其中，读取实测数据时要将严重事故瞬态的过程也同时考虑进去。

根据事故后果的严重性和风险，事故的严重程度可以划分为两级，即一般严重事故和安全壳受到严重威胁两个级别。对于安全壳受到严重威胁的事故严重程度，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以及控制安全壳真空度，而这四个处置导则的逻辑顺序则要通过进行概率安全分析计算，即采用系统可靠性评价技术(即故障树、事件树分析)和概率风险分析方法对系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，最终根据事故发生的风险(包括概率和后果)来决定。

在步骤S103中，根据步骤S102中对严重事故的严重程度的计算结果，判断事故机组是否处于安全壳受到严重威胁的状态。如果是，则执行步骤S104；如果不是，则执行步骤S105。

在步骤S104中，当安全壳受到严重威胁时，则根据压水堆核电站严重威胁状态树对事故进行诊断与处理。

此时，严重威胁状态树中事故诊断条件及其对应的处置导则的逻辑顺序已经在步骤S102中经概率安全分析计算进行了排列。在本发明的一个实施例中，对于严重威胁事故的四个处理导则的排序如图2所示，其诊断与处理的具体步骤详述如下：

在步骤S201中，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)，如果是，则执行步骤S202，如果不是，则进入严重威胁导则1(SCG-1)，即缓解裂变产物释放，之后再执行步骤S202。

在步骤S202中，判断安全壳压力是否小于5.5bar(a)，如果是，则执行步骤S203，如果不是，则进入SCG-2，即对安全壳泄压，之后再执行步骤S203。

在步骤S203中，判断安全壳氢气浓度是否低于严重威胁区域，如果是，则执行步骤S204，如果不是，则进入SCG-3，即控制安全壳氢气可燃性，之后再执行步骤S204，其中，所述严重威胁区域是根据本发明实施例提供的严重事故管理辅助快速计算评价方法计算所得，关于其详细的计算方法将在步骤S106中具体说明。

在步骤S204中，判断安全壳压力是否大于+0.65bar(a)，如果是，则进入步骤S205，如果不是，则进入SCG-4，即控制安全壳真空度。

在步骤S205中，状态树满足，即严重威胁状态树中的各个指标都诊断为合格，此时可以判定事故的当前状态已经不处于安全壳受到严重威胁的等级，即转为一般严重事故，则按照一般严重事故状态树对事故进行诊断与处理，即转为执行步骤S105。

在步骤S105中，对于一般的严重事故按照压水堆核电站一般严重状态诊断树对事故进行诊断和处理。

对于一般严重事故工况，原则上来说，避免堆芯内放射性从蒸汽发生器释放到环境是首先需要考虑的事故对策，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实施例中的一般严重事故状态诊断图，如图3a和3b所示，具体包括以下诊断和相应的处理步骤：

在步骤S301中，监督压水堆核电站严重威胁状态树。

在启动一般严重事故管理导则的同时也开始了对压水堆核电站严重威胁状态树的监督，并且这个监督行为将一直伴随着对一般严重事故的诊断及处理的过程。由于对安全壳受到严重威胁的严重事故的处置优先级最高，如果在进行一般严重事故管理的过程中，通过对严重威胁状态树的监督发现严重事故的发展势态和严重程度发生恶化，达到严重威胁的等级，则立即中断一般严重事故管理导则的实施，转为实施严重威胁事故管理导则，即按照严重威胁状态图对事故进行诊断与处理，直至事故的严重程度转为一般严重事故，再按照严重事故状态诊断图对事故进行进一步的诊断和处理。

在步骤S302中，判断所有仪表水位是否大于-0.6m，如果是，则执行步骤S203，如果不是，则进入严重事故导则1(SAG-1)，即向蒸汽发生器注水。执行完SAG-1后，将继续执行步骤S303。

在步骤S303中，判断反应堆冷却剂系统(RCP)压力是否小于19bar(g)，如果是，则执行步骤S304，如果不是，则进入SAG-2，即对反应堆冷却剂系统泄压，并在执行完SAG-2后再执行步骤S304。

在步骤S304中，判断反应堆芯温度是否小于371C，如果是，则执行步骤S305，如果不是，则进入SAG-3，即向反应堆冷却系统注水，之后再执行步骤S305。

在步骤S305中，判断安全壳水位是否大于标高-3.1m，如果是，则执行步骤S306，如果不是，则进入SAG-4，即向安全壳注水，之后再执行步骤S306。

在步骤S306中，判断现场释放小于场区应急水平，即全身为1mSv，甲状腺为5mSv，如果是，则执行步骤S307，如果不是，则进入SAG-5，即减少裂变产物释放。

在步骤S307中，判断安全壳压力是否小于1.3bar(a)，如果是，则执行步骤S308，如果不是，则进入SAG-6，即控制安全壳工况，之后再执行步骤S308。

在步骤S308中，判断安全壳氢气浓度是否小于6％，如果是，则执行步骤S309，如果不是，则进入SAG-7，即控制安全壳氢气浓度，之后再执行步骤S309。其中，6％是干式氢气测量的值。对于湿式氢气测量，可以按照下表中安全壳的压力对该值进行调整。

安全壳压力，bar(a)	H2百分比
		0	≤6.0％

0.69	≤5.0％
		1.38	≤3.8％
2.07	≤3.0％
		2.76	≤2.5％

在步骤S309中，判断安全壳水位是否大于8.5m，如果是，则执行步骤S310，如果不是，则进入SAG-8，即淹没安全壳，之后再执行步骤S310。

在步骤S310中，当完成以上一般严重事故的诊断与处理后，核电站的技术支持中心将对事故机组长期监督，并在监督的过程中进行下列判断：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。如果上述条件全部满足，则执行步骤S311，如果无法全部满足，则返回步骤S302，重新进行诊断与处理。

在步骤S311中，当严重事故经处理后，势态得到控制，事故等级也不再是严重事故，此时将终止严重事故管理导则。

上述SCG-1～SCG-4以及SAG-1～SAG-8都是通过SAMG与场内应急计划的接口进入并执行，其中，SAMG与场内应急计划的接口的确定，是根据以下步骤进行的：1、对原有场内应急计划进行了解和评价；2、明确原有场内应急计划的覆盖范围、组织机构、职责范围、人员配备等情况；3、确定SAMG实施需要应急组织在职责、功能、人员配备上的修改或变动；4、确保SAMG实施的目的，确使SAMG的有效执行得到保证。SAMG与场内应急计划的接口同上述应急运行规程与SAMG的接口一样，都是需要结合电厂特定的规程和应急计划的技术问题，并需要进行技术评价和验证。

在整个严重事故处理方法中，除了上述S101至S105这些步骤外，本发明实施例还提供了一个步骤S106，为计算辅助步骤，该步骤是在导则执行过程中根据需要进行计算和评价时作为辅助功能使用的，可以有效帮助操纵员和技术支持人员通过简便地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。

在步骤S106中，共包括7个压水堆核电站严重事故管理辅助快速计算方法，这些方法的建立分以下几个步骤进行：首先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；然后对确定的模型用合适的公式表达出来；接着再根据电站系统的特性数据进行不同工况、不同条件的计算；最后形成电站特性的、易于使用的辅助快速计算曲线。

以安全壳内氢气可燃性判断法为例，图4为该方法的曲线模型图，图中各种区域的划定以及各种曲线的建立是通过以下的公式计算得出的：

4.1初始安全壳工况

$P_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}=P-P_{{\mathrm{Steam}}_{\mathrm{Inti}}}$ 公式1

根据理想气体公式：

$n_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}=\frac{1.1(1-\mathrm{vent})\left(P_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Init}}}V\right)}{{\mathrm{RT}}_{\mathrm{Init}}}$ 公式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℃)，T＝安全壳初始温度(℃)

4.2氢气燃烧限值

氢气燃烧限值可以表达为：

$F_{\mathrm{Steam}}=1-F_{H_{\mathrm{wet}}}-{0.373e}^{{-0.7F}_{H_{\mathrm{wet}}}}-{5.18e}^{{-48.8F}_{H_{\mathrm{wet}}}}$ 公式3

其中：

F_Steam＝蒸汽摩尔份额，

4.3安全壳严重威胁线的制定

安全壳严重威胁线根据如下公式制定：

$[(n_{{\mathrm{Air}}_{\mathrm{Pre}}}-\frac{n_H}{2})M_{\mathrm{Air}}{C}_{V_{\mathrm{Air}}}+(n_{{\mathrm{Steam}}_{\mathrm{Pre}}}+n_H)M_{\mathrm{Steam}}{C}_{V_{\mathrm{Steam}}}](T_F-T_I)=n_H{Q}_{\mathrm{RX}}$ 公式4

其中：

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(℃)

T_I＝燃烧前安全壳温度(℃)

Q_Rx＝氢气燃烧反应产生的热量(103,000BTU/Lbm)

4.4安全壳氢气浓度与氧化

氢气产生可以表达为：

$n_{H_2}={2x}_{\mathrm{Rx}}(1-\mathrm{vent})\frac{m_{\mathrm{Zr}}}{M_{\mathrm{Zr}}}$ 公式5

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)

在本发明实施例中，严重事故管理辅助快速计算评价方法还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。目前国内还没有专门针对严重事故处置的快速计算评价方法。

当经过上述步骤S101至S106对严重事故进行诊断、处理，并且在事故处理后期对事故机组的长期监督过程中，发现事故的严重程度已经不再是严重事故等级，则进入步骤S107，终止严重事故管理导则。

在本发明实施例中，通过对严重事故采取依据不同的严重程度和事故症状来实施相应的处理导则，并在事故的诊断与处理过程中根据需要运用快速计算方法确保事故处置对策的正确性，从而实现了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的保护，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，最后使事故机组恢复到可控、稳定的状态。根据估算，SAMG的实施可以使严重事故工况下安全壳早期失效的概率下降2倍，晚期失效的概率下降4倍，从而较大地提高了大亚湾核电站的安全水平。

以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故的处理方法，其特征在于，所述方法包括下述步骤：

读取严重事故状态下核电站的实测数据，根据数据判断事故的严重程度；

根据事故的严重程度确定严重事故管理导则中事故状态诊断树的执行顺序，以及事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序；

依据事故的严重程度进入相应的事故状态诊断树，按照该事故状态诊断树中的事故诊断条件的逻辑顺序对事故进行诊断，进入相应的事故处置导则。

2.如权利要求1所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述事故的严重程度包括一般严重事故和安全壳受到严重威胁两个等级，其中对一般严重事故工况，根据压水堆核电站一般严重状态诊断树进行严重事故状态诊断并进入相应的严重事故导则；而对于安全壳受到严重威胁的事故工况，根据压水堆核电站严重威胁状态树进行严重事故状态诊断并进入相应的严重威胁导则。

3.如权利要求2所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述压水堆核电站一般严重状态诊断树包括以下诊断和相应的处理步骤：

3.1监督压水堆核电站严重威胁状态树；

3.2判断所有仪表水位是否大于-0.6m，是则执行步骤3.3，否则进入严重事故导则1，向蒸汽发生器注水后再执行步骤3.3；

3.3判断反应堆冷却剂系统(RCP)压力是否小于19bar(g)，是则执行步骤3.4，否则进入严重事故导则2，对反应堆冷却剂系统泄压后再执行步骤3.4；

3.4判断反应堆芯温度是否小于371℃，是则执行步骤3.5，否则进入严重事故导则3，向反应堆冷却系统注水后再执行步骤3.5；

3.5判断安全壳水位是否大于标高-3.1m，是则执行步骤3.6，否则进入严重事故导则4，向安全壳注水后再执行步骤3.6；

3.6判断现场释放是否小于场区应急水平，是则执行步骤3.7，否则进入严重事故导则5，减少裂变产物释放；

3.7判断安全壳压力是否小于1.3bar(a)，是则执行步骤3.8，否则进入严重事故导则6，控制安全壳工况后再执行步骤3.8；

3.8判断安全壳干式氢气浓度是否小于6％，是则执行步骤3.9，否则进入严重事故导则7，控制安全壳氢气浓度后再执行步骤3.9；

3.9判断安全壳水位是否大于8.5m，是则执行步骤3.10，否则进入严重事故导则8，淹没安全壳后再执行步骤3.10；

3.10对事故机组的状态长期监督，判断堆芯温度是否小于371℃，并且稳定或正在下降、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、安全壳压力是否小于1.3bar(a)，并且稳定或正在下降以及安全壳干式氢气浓度是否小于6％，并且稳定或正在下降，如果上述条件全部满足，则执行步骤3.11，如果上述条件无法全部满足则返回步骤3.2；

3.11、终止严重事故管理导则。

4.如权利要求2所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述压水堆核电站严重威胁状态树包括以下诊断和相应的处理步骤：

4.1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)，是则执行步骤4.2，否则进入严重威胁导则1，缓解裂变产物释放后再执行步骤4.2；

4.2判断安全壳压力是否小于5.5bar(a)，是则执行步骤4.3，否则进入严重威胁导则2，对安全壳泄压后再执行步骤4.3；

4.3判断安全壳氢气浓度是否低于严重威胁区域，是则执行步骤4.4，否则进入严重威胁导则3，控制安全壳氢气可燃性后再执行步骤4.4；

4.4判断安全壳压力是否大于+0.65bar(a)，是则进入步骤4.5，否则进入严重威胁导则4，控制安全壳真空度；

4.5压水堆核电站严重威胁状态树满足，进入压水堆核电站一般严重状态诊断树。

5.如权利要求4所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述安全壳氢气浓度的严重威胁区域通过严重事故管理辅助快速计算评价方法针对湿式氢气测量或者干式氢气测量的值计算确定。

6.如权利要求5所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，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包括以下步骤：

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；

采用公式表达确定的模型；

根据电站系统的特性数据进行不同工况、不同条件的计算；

形成电站特性的、易于使用的辅助快速计算曲线。

7.如权利要求1所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，在所述读取严重事故状态下核电站的实测数据，根据数据判断事故的严重程度的步骤之前，所述方法进一步包括下述步骤：

应急运行规程通过接口启动严重事故管理导则；

进行严重事故初始响应。

8.如权利要求7所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述接口通过下述步骤确定：

根据燃料组件包壳熔化温度和仪表测量误差确定接口切换的定值；

根据电厂规程的情况，分析可能存在的接口；

对接口是否符合实际情况进行事故模拟演习。

9.如权利要求8所述的改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法，其特征在于，所述接口切换的定值为650℃。

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