CN105023624A - 核电厂严重事故缓解方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电厂严重事故缓解方法和系统，方法包括：S1：信号测量系统(1)实时获取核电厂各项监测的测量信号；S2：信号转换系统(2)将信号测量系统(1)实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，当比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时，输出该导则的进入信号给导则提示系统(3)；S3：导则提示系统(3)接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示给操纵员。本发明利省略了操纵员的导则查阅工作，实现自动监测事故信号并指导操纵员快速完成严重事故的准确缓解，避免人为延误或者失误造成严重的事故后果。
Description
技术领域
本发明涉及核电安全领域，尤其涉及一种核电厂严重事故缓解方法及系统。
背景技术
严重事故缓解主要是指核电厂的操纵员在核电厂发生严重事故后对反应堆堆芯和与堆芯安全相关的设备和系统进行必要操作，以预防堆芯大规模熔化和确保安全壳的完整性，减少放射性释放到环境，威胁核电厂周围居民的财产和生命安全。操纵员进行严重事故缓解操作的主要依据是核电厂的严重事故管理导则(即严重事故缓解操作规程)。通常核电厂的严重事故管理导则是纸质手册，严重事故发生时，操纵员根据相关信号在纸质手册中寻找相应的管理导则。从操纵员开始(使用严重事故导则)缓解事故到缓解事故结束(严重事故导则终止)的整个过程，就称之为严重事故管理。
在严重事故状态下操纵员根据相关信号在纸质手册中快速寻找对应的严重事故管理导则是困难，甚至几秒或者几十秒的缓解延误，都会导致堆芯大规模熔化，造成严重的事故后果。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述严重事故缓解延误的缺陷，提供一种缓解迅速的核电厂严重事故缓解方法及系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电厂严重事故缓解方法，用于在发生严重事故后输出对应的导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包括：
S1：信号测量系统实时获取核电厂各项监测的测量信号；
S2：信号转换系统将信号测量系统实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，并在比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时输出该导则的进入信号给导则提示系统；
S3：导则提示系统接收该进入信号并按预定方式将该进入信号对应的导则提示给操纵员。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S1中所述的测量信号包括：堆芯出口温度、燃料包壳温度、反应堆堆芯出口压力、安全壳氢气浓度、安全壳压力、安全壳放射性水平、安全壳水位、蒸汽水位、乏燃料水池温度和乏燃料水池放射性水平。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S1与步骤S2之间还包括条件步骤S12：
S12：判断最新获取的堆芯出口温度是否大于等于650℃，如果是，则进入步骤S2。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，严重事故导则以电子文档/和音频文件的形式存储于系统硬件中，严重事故导则包括管理导则和威胁导则，所述步骤S2包括管理导则转换和威胁导则转换。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述管理导则转换包括：
S211、判断最新的反应堆出口温度是否大于等于650℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出反应堆冷却剂系统卸压导则的进入信号；
S212、判断蒸汽发生器水位是否小于－0.6m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向蒸汽发生器注水导则的进入信号；
S213、判断反应堆出口温度是否大于等于371℃或者最新的堆芯出口压力是否小于等于高位或换料水箱压力，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向反应堆冷却剂系统注水导则的进入信号；
S214、判断安全壳内的最新水位是否小于－3.1m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向安全壳注水导则的进入信号；
S215、判断安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场区应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S216、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.24MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳工况导则的进入信号；
S217、判断安全壳的最新的氢气浓度是否大于等于6％，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳氢气浓度导则的进入信号；
S218、判断安全壳内的最新水位是否小于8.5m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出淹没安全壳导则的进入信号；
S219、判断乏燃料水池温度是否大于等于100℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向乏燃料水池注水导则的进入信号；
S2120、判断反应堆出口温度是否大于等于饱和温度，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出停堆工况控制导则的进入信号。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述威胁导则转换包括：
S221、判断最新的安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场外应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S222、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.52MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出安全壳卸压导则的进入信号；
S223、判断最新的料包壳温度是否大于等于800℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳可燃性导则的进入信号；
S224、判断安全壳的最新的压力是否小于0.065MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳真空度导则的进入信号；
S225、判断乏燃料水池放射性水平是否大于等于释放水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出缓解乏燃料水池放射性释放导则的进入信号。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S3中提示导则时将所有的进入信号所对应的导则逐个提示，且以与堆芯安全相关的导则作为最高优先级优先提示，如果在当前导则提示过程中，出现优先级更高的导则等待输出，则将当前播放的导则切换为该优先级更高的导则。
本发明还公开了一种核电厂严重事故缓解系统，用于在发生严重事故后输出对应的严重事故导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包括：
信号测量系统，用于实时获取核电厂各项监测的测量信号；
信号转换系统，用于将信号测量系统实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，并在比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时输出该导则的进入信号给导则提示系统；
导则提示系统，用于接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示给操纵员。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解系统中，所述信号测量系统包括：
堆芯信号测量系统，包括出口温度探测器、包壳温度探测器和出口压力探测器；
安全壳信号测量系统，包括氢气浓度探测器、安全壳压力探测器、安全壳放射性探测器和安全壳水位探测器；
蒸汽发生器测量系统，包括蒸汽水位探测器；
乏燃料水池测量系统，包括乏燃料水池温度探测器和乏燃料水池放射性探测器。
在本发明所述的核电厂严重事故缓解系统中，所述严重事故导则包括管理导则和威胁导则，所述系统还包括用于在所述测量信号中的堆芯出口温度大于等于650℃时触发信号转换系统启动的导则入口系统；所述信号转换系统包括：
反应堆出口温度信号转换模块：用于在最新的反应堆出口温度大于等于650℃时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的反应堆冷却剂系统卸压导则；在反应堆出口温度是否大于等于371℃时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；在反应堆出口温度大于等于饱和温度时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的停堆工况控制导则；
燃料包壳温度信号转换模块：用于在最新的料包壳温度大于等于800℃时，触发所述导则提示系统输出威胁导则中的控制安全壳可燃性导则；
反应堆堆芯出口压力信号转换模块：用于在最新的堆芯出口压力小于等于高位或者换料水箱压力时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；
氢气浓度探测信号转换模块：用于在安全壳的最新的氢气浓度大于等于6％时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的控制安全壳氢气浓度导则；
安全壳压力信号转换模块：用于在安全壳的最新的压力大于等于0.24MPa时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的控制安全壳工况导则；在安全壳的最新的压力大于等于0.52MPa时，触发所述导则提示系统输出威胁导则中的安全壳卸压导则；在安全壳的最新的压力小于0.065MPa时，触发所述导则提示系统输出威胁导则中的控制安全壳真空度导则；
安全壳放射性信号转换模块：用于在安全壳内的放射性物质的释放量大于等于场区应急水平时触发所述导则提示系统输出管理导则中的减少裂变产物释放导则、大于等于场外应急水平时触发所述导则提示系统输出威胁导则中的减少裂变产物释放导则；
安全壳水位信号转换模块：用于在安全壳内的最新水位小于－3.1m时触发所述导则提示系统输出管理导则中的向安全壳注水导则、小于8.5m时触发所述导则提示系统输出管理导则中的淹没安全壳导则；
蒸汽水位转换模块：用于在蒸汽发生器水位小于－0.6m时触发所述导则提示系统输出管理导则中的向蒸汽发生器注水导则；
乏燃料水池温度转换模块：用于在乏燃料水池温度大于等于100℃时触发所述导则提示系统输出管理导则中的向乏燃料水池注水导则；
乏燃料水池放射性转换模块：用于在乏燃料水池放射性水平大于等于释放水平时触发所述导则提示系统输出威胁导则中的缓解乏燃料水池放射性释放导则。
实施本发明的核电厂严重事故缓解方法及系统，具有以下有益效果：本发明利用信号转换系统将实时获取的所述测量信号与严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较根据比较结果实现导则转换，并通过导则提示系统将转换得到的导则提示给操纵员，省略了操纵员的导则查阅工作，实现自动监测事故信号并指导操纵员快速完成严重事故的准确缓解，避免人为延误或者失误造成严重的事故后果。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明核电厂严重事故缓解系统的结构示意图；
图2是本发明核电厂严重事故缓解方法的流程图；
图3是较佳实施例中管理导则转换的流程图；
图4是较佳实施例中威胁导则转换的流程图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
参考图1，是本发明核电厂严重事故缓解系统的结构示意图；
本发明的核电厂严重事故缓解系统，用于在发生严重事故后输出对应的严重事故导则以提示操纵员对反应堆堆芯和与堆芯安全相关的设备和系统进行必要操作，以预防堆芯大规模熔化和确保安全壳的完整性，减少放射性释放到环境，威胁核电厂周围居民的财产和生命安全。包括：
信号测量系统1，用于实时获取核电厂各项监测的测量信号；
其中，所述信号测量系统1主要由堆芯信号测量系统11、安全壳信号测量系统12、蒸汽发生器测量系统13、乏燃料水池测量系统14构成。具体的，堆芯信号测量系统11包括堆芯出口温度探测器、燃料包壳温度探测器和堆芯出口压力探测器；安全壳信号测量系统12，包括氢气浓度探测器、安全壳压力探测器、安全壳放射性探测器和安全壳水位探测器；蒸汽发生器测量系统13包括蒸汽水位探测器；乏燃料水池测量系统14包括乏燃料水池温度探测器和乏燃料水池放射性探测器。
信号转换系统2，将信号测量系统1实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时，输出该导则的进入信号给导则提示系统3；
导则提示系统3，接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示给操纵员。严重事故导则以电子文档和音频文件的形式存储在系统硬盘内。
其中，阈值动作信号即为严重事故导则要求操纵员动作的信号，信号转换系统2将实时获取的所述测量信号与严重事故导则要求操纵员动作的信号进行比较，如果测量信号满足操纵员动作要求，就发送进入信号触发导则提示系统3将硬盘中的对应的导则调取出来进行显示，实现自动弹出相应的导则，指导操纵员进行严重事故缓解操作。
其中，严重事故导则包括管理导则和威胁导则，管理导则的内容主要包括：主控室导则、事故诊断流程、事故导则、事故监督与导则终止4部分，其中的事故导则分为10个入口导则，本发明的即是通过信号转换系统2自动确定相应的入口导则并输出。10个入口导则分别为：蒸汽发生器注水、反应堆冷却剂系统卸压、反应堆冷却剂系统注水、安全壳注水、减少裂变产物释放、安全壳状态控制、控制安全壳氢浓度、淹没安全壳、乏燃料水池注水、停堆工况控制。威胁导则包括5个入口导则：缓解裂变产物释放、安全壳卸压、控制安全壳氢气可燃性、控制安全壳真空度、乏燃料水池放射性物质释放导则。表1和表2将分别表示探测器探测到的测量信号、信号转换系统基于该测量信号输出的进入信号所对应的管理导则(威胁导则)名称、导则对应的操纵员动作与事故缓解目之间的关系。
表1
表2
基于上述表1和表2，触发信号转换系统2具体包括：
反应堆出口温度信号转换模块211：用于在最新的反应堆出口温度大于等于650℃时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的反应堆冷却剂系统卸压导则；在反应堆出口温度是否大于等于371℃时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；在反应堆出口温度大于等于饱和温度时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的停堆工况控制导则；
燃料包壳温度信号转换模块212：用于在最新的料包壳温度大于等于800℃时，触发所述导则提示系统3输出威胁导则中的控制安全壳可燃性导则；
反应堆堆芯出口压力信号转换模块213：用于在最新的堆芯出口压力小于等于高位或者换料水箱压力时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；
氢气浓度探测信号转换模块221：用于在安全壳的最新的氢气浓度大于等于6％时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的控制安全壳氢气浓度导则；
安全壳压力信号转换模块222：用于在安全壳的最新的压力大于等于0.24MPa时，触发所述导则提示系统3输出管理导则中的控制安全壳工况导则；在安全壳的最新的压力大于等于0.52MPa时，触发所述导则提示系统3输出威胁导则中的安全壳卸压导则；在安全壳的最新的压力小于0.065MPa时，触发所述导则提示系统3输出威胁导则中的控制安全壳真空度导则；
安全壳放射性信号转换模块223：用于在安全壳内的放射性物质的释放量大于等于场区应急水平(全身剂量1mSv，甲状腺剂量5mSv)时触发所述导则提示系统3输出管理导则中的减少裂变产物释放导则、大于等于场外应急水平(全身剂量0.1Sv，甲状腺剂量1Sv)时触发所述导则提示系统3输出威胁导则中的减少裂变产物释放导则；
安全壳水位信号转换模块224：用于在安全壳内的最新水位小于－3.1m时触发所述导则提示系统3输出管理导则中的向安全壳注水导则、小于8.5m时触发所述导则提示系统3输出管理导则中的淹没安全壳导则；
蒸汽水位转换模块231：用于在蒸汽发生器水位小于－0.6m时触发所述导则提示系统3输出管理导则中的向蒸汽发生器注水导则；
乏燃料水池温度转换模块241：用于在乏燃料水池温度大于等于100℃时触发所述导则提示系统3输出管理导则中的向乏燃料水池注水导则；
乏燃料水池放射性转换模块242：用于在乏燃料水池放射性水平大于等于释放水平时触发所述导则提示系统3输出威胁导则中的缓解乏燃料水池放射性释放导则。
其中，如果某个测量信号既参与管理导则又参与威胁导则，则针对该测量信号首先进行管理导则转换，然后进行威胁导则转换。其中，严重事故管理导则由若干操纵步骤组成,在此不一一列出，但严重事故管理导则的核心是入口导则。进入该入口导则以后，导则内的具体操作步骤的提示的方式包括：
(1)计算机使以音频播放的方式用中文声音提示并自动显示当前需要操作的导则中的具体步骤，指导操纵员进行严重事故缓解操作；
(2)由操纵员根据计算机的中文声音提示在计算机屏幕上触屏手动翻页寻找当前需要操作的步骤，并进行严重事故缓解操作。
其中，导则提示系统3提示导则时将所有的进入信号所对应的导则逐个提示。优选的，以与堆芯安全相关的导则作为最高优先级优先提示，如果在当前导则提示过程中，出现优先级更高的导则等待输出，则直接将当前播放的导则切换为该优先级更高的导则。
另外，一般当反应堆的出口温度达到650℃时，才进入严重事故缓解与管理。所以，本发明还包括导则入口系统，用于在所述测量信号中的堆芯出口温度大于等于650℃时，触发信号转换系统2的启动。
在进入严重事故管理和导则显示状态时，包括自动和手动进入两种方式，导则提示系统3的触摸屏上显示手动和自动菜单，供操纵员选择进行严重事故缓解和导则使用的方式。每一个严重事故管理导则或者威胁导则都是由若干步骤组成，不管是手动或者自动操作方式，只能一个步骤一个步骤的进行操作。当用户选择自动的导则使用方式时，当操纵员完成一个操作步骤以后再自动进入下一个操作步骤，如果一个步骤有若干页面组成，管理系统就自动翻页面。选择手动的导则使用方式时，当操纵员从进入严重事故导则使用方式初始就选择触摸手动方式，屏幕右上角自动弹出如下的步骤菜单：
| 1 | 2 | 3 |
| 4 | 5 | 6 |
| 7 | N-1 | N |
操纵员可以选择菜单中的任意一个步骤，如果不选择，管理系统自动从步骤1开始，当操纵员选择步骤以后，右上角自动弹出如下页面选择菜单供操纵员可以选择页面。
| 上一页 |
| 下一页 |
导则显示方式还包括自动切换到手动或者手动切换到自动显示方式。当操纵员在自动导则使用方式状态下触摸手动导则使用方式选择时，自动导则使用方式就在当前步骤或者页面转换为手动导则使用方式；当操纵员在手动导则使用方式状态下触摸自动导则使用方式选择时，手动导则使用方式就在当前步骤或者页面转换为自动导则使用方式。
参考图2，是本发明核电厂严重事故缓解方法的流程图；
该方法包括：
S1：信号测量系统1实时获取核电厂各项监测的测量信号；
所述的测量信号包括：堆芯出口温度探测器探测到的堆芯出口温度、包壳温度探测器探测到的燃料包壳温度、堆芯出口压力探测器探测到的反应堆堆芯出口压力、氢气浓度探测器探测到的安全壳氢气浓度、安全壳压力探测器探测到的安全壳压力、安全壳放射性探测器探测到的安全壳放射性水平、安全壳水位探测器探测到的安全壳水位、蒸汽水位探测器探测到的蒸汽水位、乏燃料水池温度探测器探测到的乏燃料水池温度和乏燃料水池放射性探测器探测到的乏燃料水池放射性水平。
S2：信号转换系统2将信号测量系统1实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时，输出该导则的进入信号给导则提示系统3。
S3：导则提示系统3接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示给操纵员。严重事故导则以电子文档的形式存储在系统内，在S2中确定了具体的导则时，本步骤将该导则对应的显示于触摸屏上。
其中，当反应堆的出口温度达到650℃时，就自动进入严重事故缓解与管理。所以，所述步骤S1与步骤S2之间还包括条件步骤S12：
S12：判断最新获取的堆芯出口温度是否大于等于650℃时，如果是，则启动信号转换，进入步骤S2。
严重事故管理导则由若干操纵步骤组成,在此不一一列出，但严重事故管理导则的核心是入口导则。进入该入口导则以后，导则内的具体操作步骤按预定方式提示，方式包括：
(1)计算机以音频播放的方式用中文声音提示并自动显示当前需要操作的导则中的具体步骤，指导操纵员进行严重事故缓解操作；
(2)由操纵员根据计算机的中文声音提示在计算机屏幕上触屏手动翻页寻找当前需要操作的步骤，并进行严重事故缓解操作。
其中，所述步骤S3中提示导则时将所有的进入信号所对应的导则逐个提示。优选的，以与堆芯安全相关的导则作为最高优先级优先提示，如果在当前导则提示过程中，出现优先级更高的导则等待输出，则直接将当前播放的导则切换为该优先级更高的导则。
其中，如果某个测量信号既参与管理导则又参与威胁导则，则首先进行管理导则转换，然后进行威胁导则转换。
具体的，参考图3，是较佳实施例中管理导则转换的流程图；
所述管理导则转换包括：
S211、判断最新的反应堆出口温度是否大于等于650℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出反应堆冷却剂系统卸压导则的进入信号；
S212、判断蒸汽发生器水位是否小于－0.6m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向蒸汽发生器注水导则的进入信号；
S213、判断反应堆出口温度是否大于等于371℃或者最新的堆芯出口压力是否小于等于高位或换料水箱压力，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向反应堆冷却剂系统注水入口导则的进入信号；
S214、判断安全壳内的最新水位是否小于－3.1m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向安全壳注水导则的进入信号；
S215、判断安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场区应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S216、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.24MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳工况导则的进入信号；
S217、判断安全壳的最新的氢气浓度是否大于等于6％，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳氢气浓度导则的进入信号；
S218、判断安全壳内的最新水位是否小于8.5m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出淹没安全壳导则的进入信号；
S219、判断乏燃料水池温度是否大于等于100℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向乏燃料水池注水导则的进入信号；
S2120、判断反应堆出口温度是否大于等于饱和温度，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出停堆工况控制导则的进入信号。
导则提示系统3还可在进入管理导则转换之前，进入长期监督，如果满足以下4个条件则显示严重事故管理导则终止，否则进入步骤S211进入管理导则转换。
(1)、堆芯温度＜371℃，且稳定或正在下降；
(2)、现场的放射性物质的释放量＜场区应急水平(全身剂量1mSv，甲状腺剂量5mSv)，且稳定或正在下降；
(3)、安全壳的压力＜0.24MPa，且稳定或正在下降；
(4)、安全壳氢气浓度＜6％，且稳定或正在下降。
参考图4，是较佳实施例中威胁导则转换的流程图；
所述威胁导则转换包括：
S221、判断最新的安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场外应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S222、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.52MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出安全壳卸压导则的进入信号；
S223、判断最新的料包壳温度是否大于等于800℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳可燃性导则的进入信号；
S224、判断安全壳的最新的压力是否小于0.065MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳真空度导则的进入信号；
S225、判断乏燃料水池放射性水平是否大于等于释放水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出缓解乏燃料水池放射性释放导则的进入信号。
综上所述，本发明利用信号转换系统将实时获取的所述测量信号与严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较根据比较结果实现导则转换，并通过导则提示系统将转换得到的导则提示给操纵员，省略了操纵员的导则查阅工作，实现自动监测事故信号并指导操纵员快速完成严重事故的准确缓解，避免人为延误或者失误造成严重的事故后果。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。
Claims (10)
1.一种核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，用于在发生严重事故后输出对应的导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包括：
S1：信号测量系统(1)实时获取核电厂各项监测的测量信号；
S2：信号转换系统(2)将信号测量系统(1)实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，并在比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时输出该导则的进入信号给导则提示系统(3)；
S3：导则提示系统(3)接收该进入信号并按预定方式将该进入信号对应的导则提示给操纵员。
2.根据权利要求1所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，所述步骤S1中所述的测量信号包括：堆芯出口温度、燃料包壳温度、反应堆堆芯出口压力、安全壳氢气浓度、安全壳压力、安全壳放射性水平、安全壳水位、蒸汽水位、乏燃料水池温度和乏燃料水池放射性水平。
3.根据权利要求2所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，所述步骤S1与步骤S2之间还包括条件步骤S12：
S12：判断最新获取的堆芯出口温度是否大于等于650℃，如果是，则进入步骤S2。
4.根据权利要求2所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，严重事故导则以电子文档/和音频文件的形式存储于系统硬件中，严重事故导则包括管理导则和威胁导则，所述步骤S2包括管理导则转换和威胁导则转换。
5.根据权利要求4所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，所述管理导则转换包括：
S211、判断最新的反应堆出口温度是否大于等于650℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出反应堆冷却剂系统卸压导则的进入信号；
S212、判断蒸汽发生器水位是否小于－0.6m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向蒸汽发生器注水导则的进入信号；
S213、判断反应堆出口温度是否大于等于371℃或者最新的堆芯出口压力是否小于等于高位或换料水箱压力，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向反应堆冷却剂系统注水导则的进入信号；
S214、判断安全壳内的最新水位是否小于－3.1m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向安全壳注水导则的进入信号；
S215、判断安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场区应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S216、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.24MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳工况导则的进入信号；
S217、判断安全壳的最新的氢气浓度是否大于等于6％，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳氢气浓度导则的进入信号；
S218、判断安全壳内的最新水位是否小于8.5m，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出淹没安全壳导则的进入信号；
S219、判断乏燃料水池温度是否大于等于100℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向乏燃料水池注水导则的进入信号；
S2120、判断反应堆出口温度是否大于等于饱和温度，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出停堆工况控制导则的进入信号。
6.根据权利要求4所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，所述威胁导则转换包括：
S221、判断最新的安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场外应急水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
S222、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.52MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出安全壳卸压导则的进入信号；
S223、判断最新的料包壳温度是否大于等于800℃，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳可燃性导则的进入信号；
S224、判断安全壳的最新的压力是否小于0.065MPa，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出控制安全壳真空度导则的进入信号；
S225、判断乏燃料水池放射性水平是否大于等于释放水平，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出缓解乏燃料水池放射性释放导则的进入信号。
7.根据权利要求1所述的核电厂严重事故缓解方法，其特征在于，
所述步骤S3中提示导则时将所有的进入信号所对应的导则逐个提示，且以与堆芯安全相关的导则作为最高优先级优先提示，如果在当前导则提示过程中，出现优先级更高的导则等待输出，则将当前播放的导则切换为该优先级更高的导则。
8.一种核电厂严重事故缓解系统，其特征在于，用于在发生严重事故后输出对应的严重事故导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包括：
信号测量系统(1)，用于实时获取核电厂各项监测的测量信号；
信号转换系统(2)，用于将信号测量系统(1)实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，当比较结果符合严重事故导则中的某个导则的进入条件时，输出该导则的进入信号给导则提示系统(3)；
导则提示系统(3)，用于接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示给操纵员。
9.根据权利要求8所述的核电厂严重事故缓解系统，其特征在于，所述信号测量系统(1)包括：
堆芯信号测量系统(11)，包括出口温度探测器、包壳温度探测器和出口压力探测器；
安全壳信号测量系统(12)，包括氢气浓度探测器、安全壳压力探测器、安全壳放射性探测器和安全壳水位探测器；
蒸汽发生器测量系统(13)，包括蒸汽水位探测器；
乏燃料水池测量系统(14)，包括乏燃料水池温度探测器和乏燃料水池放射性探测器。
10.根据权利要求9所述的核电厂严重事故缓解系统，其特征在于，所述严重事故导则包括管理导则和威胁导则，所述系统还包括用于在所述测量信号中的堆芯出口温度大于等于650℃时触发信号转换系统(2)启动的导则入口系统；所述信号转换系统(2)包括：
反应堆出口温度信号转换模块(211)：用于在最新的反应堆出口温度大于等于650℃时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的反应堆冷却剂系统卸压导则；在反应堆出口温度是否大于等于371℃时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；在反应堆出口温度大于等于饱和温度时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的停堆工况控制导则；
燃料包壳温度信号转换模块(212)：用于在最新的料包壳温度大于等于800℃时，触发所述导则提示系统(3)输出威胁导则中的控制安全壳可燃性导则；
反应堆堆芯出口压力信号转换模块(213)：用于在最新的堆芯出口压力小于等于高位或者换料水箱压力时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导则；
氢气浓度探测信号转换模块(221)：用于在安全壳的最新的氢气浓度大于等于6％时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的控制安全壳氢气浓度导则；
安全壳压力信号转换模块(222)：用于在安全壳的最新的压力大于等于0.24MPa时，触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的控制安全壳工况导则；在安全壳的最新的压力大于等于0.52MPa时，触发所述导则提示系统(3)输出威胁导则中的安全壳卸压导则；在安全壳的最新的压力小于0.065MPa时，触发所述导则提示系统(3)输出威胁导则中的控制安全壳真空度导则；
安全壳放射性信号转换模块(223)：用于在安全壳内的放射性物质的释放量大于等于场区应急水平时触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的减少裂变产物释放导则、大于等于场外应急水平时触发所述导则提示系统(3)输出威胁导则中的减少裂变产物释放导则；
安全壳水位信号转换模块(224)：用于在安全壳内的最新水位小于－3.1m时触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的向安全壳注水导则、小于8.5m时触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的淹没安全壳导则；
蒸汽水位转换模块(231)：用于在蒸汽发生器水位小于－0.6m时触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的向蒸汽发生器注水导则；
乏燃料水池温度转换模块(241)：用于在乏燃料水池温度大于等于100℃时触发所述导则提示系统(3)输出管理导则中的向乏燃料水池注水导则；
乏燃料水池放射性转换模块(242)：用于在乏燃料水池放射性水平大于等于释放水平时触发所述导则提示系统(3)输出威胁导则中的缓解乏燃料水池放射性释放导则。
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Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106297926A (zh) * | 2015-05-13 | 2017-01-04 | 中国广核集团有限公司 | 一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法 |
| CN106934510A (zh) * | 2015-12-30 | 2017-07-07 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 核电厂事故缓解系统以及缓解方法 |
| CN109933825A (zh) * | 2017-12-18 | 2019-06-25 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 基于严重事故数值模拟最佳实践导则的计算方法及系统 |
| CN110490489A (zh) * | 2019-08-28 | 2019-11-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂严重事故信息系统 |
| CN111681794A (zh) * | 2020-06-19 | 2020-09-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 |
| CN112466496A (zh) * | 2020-11-17 | 2021-03-09 | 中广核工程有限公司 | 核电厂智能技术规范方法及系统 |
| CN112863719A (zh) * | 2021-01-12 | 2021-05-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂数字化运行规程中连续步的设计方法 |
| CN113487464A (zh) * | 2021-06-17 | 2021-10-08 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
| CN113963443A (zh) * | 2021-10-27 | 2022-01-21 | 华南理工大学 | 核动力装置中人因失误模式识别方法、装置、设备和介质 |
| WO2023103801A1 (zh) * | 2021-12-09 | 2023-06-15 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂事故处理导则人机接口的设计方法 |
| WO2023197462A1 (zh) * | 2022-04-11 | 2023-10-19 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电厂机组事故工况监测方法和系统 |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101217064A (zh) * | 2007-12-27 | 2008-07-09 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法 |
| CN102737742A (zh) * | 2011-04-02 | 2012-10-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站事故工况下进入和退出数字化事故规程的方法 |
| CN103474116A (zh) * | 2013-08-21 | 2013-12-25 | 中国核电工程有限公司 | 一种采用数字化人机接口核电厂事故状态下运行控制的功能分析方法 |
| CN103714870A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂严重事故仪控系统的设计方法 |
| CN103794257A (zh) * | 2013-11-22 | 2014-05-14 | 中广核工程有限公司 | 核电站首出报警处理方法和系统 |
| CN104051038A (zh) * | 2014-05-28 | 2014-09-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于数字化核电厂事故程序快速进入的方法 |
| CN104299661A (zh) * | 2014-10-11 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 |
| CN104658623A (zh) * | 2015-02-11 | 2015-05-27 | 中国核动力研究设计院 | 应急运行规程与严重事故管理导则的过渡接口方法 |
-
2015
- 2015-06-09 CN CN201510311877.7A patent/CN105023624B/zh active Active
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101217064A (zh) * | 2007-12-27 | 2008-07-09 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 一种改进型百万千瓦级压水堆核电站严重事故处理方法 |
| CN102737742A (zh) * | 2011-04-02 | 2012-10-17 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站事故工况下进入和退出数字化事故规程的方法 |
| CN103474116A (zh) * | 2013-08-21 | 2013-12-25 | 中国核电工程有限公司 | 一种采用数字化人机接口核电厂事故状态下运行控制的功能分析方法 |
| CN103794257A (zh) * | 2013-11-22 | 2014-05-14 | 中广核工程有限公司 | 核电站首出报警处理方法和系统 |
| CN103714870A (zh) * | 2013-12-13 | 2014-04-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂严重事故仪控系统的设计方法 |
| CN104051038A (zh) * | 2014-05-28 | 2014-09-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种用于数字化核电厂事故程序快速进入的方法 |
| CN104299661A (zh) * | 2014-10-11 | 2015-01-21 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站调试启动过程中的瞬态试验控制方法及系统 |
| CN104658623A (zh) * | 2015-02-11 | 2015-05-27 | 中国核动力研究设计院 | 应急运行规程与严重事故管理导则的过渡接口方法 |
Cited By (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN106297926A (zh) * | 2015-05-13 | 2017-01-04 | 中国广核集团有限公司 | 一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法 |
| CN106934510A (zh) * | 2015-12-30 | 2017-07-07 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 核电厂事故缓解系统以及缓解方法 |
| CN109933825A (zh) * | 2017-12-18 | 2019-06-25 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 基于严重事故数值模拟最佳实践导则的计算方法及系统 |
| CN110490489A (zh) * | 2019-08-28 | 2019-11-22 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核电厂严重事故信息系统 |
| CN111681794A (zh) * | 2020-06-19 | 2020-09-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 |
| WO2022033223A1 (zh) * | 2020-11-17 | 2022-02-17 | 中广核工程有限公司 | 核电厂智能技术规范方法及系统 |
| CN112466496A (zh) * | 2020-11-17 | 2021-03-09 | 中广核工程有限公司 | 核电厂智能技术规范方法及系统 |
| CN112863719A (zh) * | 2021-01-12 | 2021-05-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂数字化运行规程中连续步的设计方法 |
| CN112863719B (zh) * | 2021-01-12 | 2023-12-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂数字化运行规程中连续步的设计方法 |
| CN113487464A (zh) * | 2021-06-17 | 2021-10-08 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
| CN113487464B (zh) * | 2021-06-17 | 2024-05-14 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 |
| CN113963443A (zh) * | 2021-10-27 | 2022-01-21 | 华南理工大学 | 核动力装置中人因失误模式识别方法、装置、设备和介质 |
| WO2023103801A1 (zh) * | 2021-12-09 | 2023-06-15 | 中国核电工程有限公司 | 核电厂事故处理导则人机接口的设计方法 |
| WO2023197462A1 (zh) * | 2022-04-11 | 2023-10-19 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电厂机组事故工况监测方法和系统 |
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