CN106297926A - 一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明提供一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，包括：a、获取反应堆水池的水位深度及厂房放射性剂量率；b、当反应堆水池的水位深度小于预设第一阈值或厂房放射性剂量率大于预设第二阈值时，换料工况事故处理开始并执行程序；c、待程序完成后，检测反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；d、判断反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；e、是，终止处理；否，重新一次程序，返步骤c。实施本发明，能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解。
Description
技术领域
本发明涉及核电厂事故处理的技术领域，尤其涉及一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法。
背景技术
压水堆核电站的事故可划分为两类：一、由反应堆紧急停堆所限定的正常工况，只需优先考虑压力容器屏障的完整性，即确保堆芯完整，防止堆芯损坏；二、严重事故的工况，通常发生堆芯性能的明显恶化，需优先考虑放射性物质向周围环境的释放。
目前，只存在功率工况情况下堆芯发生事故处理的诊断流程图和导则，但是在处理核电厂换料工况发生严重事故时，缺乏能快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解的方法。
发明内容
本发明实施例所要解决的技术问题在于，提供一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解。
为了解决上述技术问题，本发明实施例提供了一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，所述方法包括：
a、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；
b、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；
c、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；
d、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；
e、如果是，则换料工况事故处理终止；
f、如果否，则重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤c。
其中，所述换料工况事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳工况程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。
其中，所述注水程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向所述反应堆水池注水的操作；
当检测到所述反应堆水池的水位深度大于预设的第三阈值时，则终止向所述反应堆水池注水的操作。
其中，所述冷却恢复程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对所述反应堆水池冷却的操作；
当检测到所述反应堆水池的水池温度小于预设的第四阈值时，则终止对所述反应堆水池冷却的操作。
其中，所述减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，降低所述厂房放射性剂量率；
当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率小于预设的第五阈值时，则终止减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，确定所述厂房放射性剂量率正常。
其中，所述控制安全壳工况程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的压力大于预设的第六阈值时，则进入SAG-4，执行控制安全壳工况的操作，停止安全壳喷淋或关闭安全壳通风；
当检测到所述安全壳内的压力小于所述预设的第六阈值时，则终止控制安全壳工况的操作，确定所述安全壳内的压力正常。
其中，所述控制安全壳氢气可燃性程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的氢气溶度大于预设的第七阈值时，则进入SAG-5，执行控制安全壳氢气可燃性的操作；
当检测到所述安全壳内的氢气溶度小于所述预设的第七阈值时，则终止控制安全壳氢气可燃性的操作，确定所述安全壳内的氢气溶度正常。
其中，所述向安全壳注水程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的水位深度小于预设的第八阈值时，则进入SAG-6，执行向所述安全壳水池注水的操作；
当检测到所述安全壳内的水位深度大于所述预设的第八阈值时，则终止向所述安全壳水池注水的操作。
其中，所述换料工况事故处理程序可通过识别所述反应堆水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。
其中，所述设备包括固定设备和移动设备。
实施本发明实施例，具有如下有益效果：
1、本发明能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解；
2、本发明能够同时与乏燃料水池发生严重事故的处理方法配合使用，尽可能地减少裂变产物的释放；
3、本发明能够在复杂环境中有效的使用移动设备进行事故处理（如移动泵、移动电源、软管等）。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，根据这些附图获得其他的附图仍属于本发明的范畴。
图1为本发明实施例提供的适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法的流程图；
图2为本发明实施例提供的适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法应用场景的流程图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本发明作进一步地详细描述。
发明人发现，当核电厂处于换料停堆工况下发生全场断电事故且电源长时间无法恢复时，由于丧失冷却功能，堆芯燃料组件等逐渐恶化，因此需要进入相应的处理程序。为此，发明人提出了一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，尽可能地减少裂变产物的释放。
如图1所示，为发明人提出的一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，所述方法包括：
步骤S101、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；
具体过程为，通过获取反应堆水池的水位深度及反应堆水池对应的厂房放射性剂量率，来判别反应堆水池是否发生严重事故。
步骤S102、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；
具体过程为，当反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值和反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值之其中任一成立时，就应认为换料工况发生严重事故，则启动换料工况事故处理并执行换料工况事故处理程序。其中，第一阈值可预设为12m，第二阈值可预设为10 mGy/h。
在本发明实施例中，换料工况事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。其中，
（1）注水程序的具体步骤包括：当检测到反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向反应堆水池注水的操作；当检测到反应堆水池的水位深度大于预设的第三阈值时，则终止向反应堆水池注水的操作。其中，第三阈值为核电厂设定的生物屏蔽液位，在本发明实施例中生物屏蔽液位为15.5m。
可以理解的是，由于本发明实施例中核电厂的生物屏蔽液位为15.5m，当水位高于15.5m时，水具有较好的屏蔽作用；当水位低于15.5m时，附近辐射剂量会随液位的降低，较快增加，因此可根据实际情况，考虑在生物屏蔽液位（如15.5m）的基础上偏差±25%来设定第三阈值。
应当说明的是，由于反应堆水池和反应堆水池同时发生严重事故，应考虑反应堆水池和反应堆水池连通情况下的计算曲线选取注水量。
（2）冷却恢复程序的具体步骤包括：当检测到反应堆水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对反应堆水池冷却的操作；当检测到反应堆水池的水池温度小于预设的第四阈值时，则终止对反应堆水池冷却的操作，此时反应堆水池的水还有一定的过冷度，可吸收燃料组件放出的余热。其中，第四阈值可预设为65℃。
（3）减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：当检测到反应堆水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放反应堆水池中裂变产物的操作，降低厂房放射性剂量率；当检测到反应堆水池的厂房放射性剂量率小于预设的第五阈值时，则终止减少释放反应堆水池中裂变产物的操作，确定厂房放射性剂量率正常。其中，第五阈值为核电厂根据反应堆水池厂房的建设环境而设置的放射性剂量的上限，通常设置的上限会被认为场区应急水平。
（4）控制安全壳工况程序的具体步骤包括：当检测到安全壳内的压力大于预设的第六阈值时，则进入SAG-4，执行控制安全壳工况的操作，停止安全壳喷淋或关闭安全壳通风，即停止安全壳内空气与环境的交换；当检测到安全壳内的压力小于预设的第六阈值时，则终止控制安全壳工况的操作，确定安全壳内的压力正常。其中，第六阈值可预设为1.3bar（a）。
（5）控制安全壳氢气可燃性程序的具体步骤包括：当检测到安全壳内的氢气溶度大于预设的第七阈值时，则进入SAG-5，执行控制安全壳氢气可燃性的操作；当检测到安全壳内的氢气溶度小于预设的第七阈值时，则终止控制安全壳氢气可燃性的操作，确定安全壳内的氢气溶度正常。其中，第七阈值为氢气的可燃限值，一般为5%。
在一个发明实施例中，控制安全壳氢气可燃性可通过局部进行氢气点火，燃烧过程消耗氢气，减少氢气浓度；在另一发明实施例中，控制安全壳氢气可燃性可通过氢气复合器，将氢气复合成水或其他化合物；在又一发明实施例中，控制安全壳氢气可燃性可通过向安全壳内充入蒸汽，使氢气处于惰性环境。
（6）向安全壳注水程序的具体步骤包括：当检测到安全壳内的水位深度小于预设的第八阈值时，则进入SAG-6，执行向安全壳水池注水的操作；当检测到安全壳内的水位深度大于预设的第八阈值时，则终止向安全壳水池注水的操作。其中，第八阈值可预设为8m。
在本发明实施例中，换料工况事故处理程序可通过识别反应堆水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。如在注水程序（包括向反应堆和向安全壳）中，识别可用的注水路径和设备进行注水操作；在冷却恢复程序中，识别可用的换热路径和换热器进行冷却操作；在减少裂变产物释放程序中，识别裂变产物正在释放的路径，采取设备喷淋释放点或关闭设备停止裂变产物释放的操作；在安全壳工况程序中，识别安全壳喷淋位置和控制阀进行停止安全壳喷淋的操作；在控制安全壳氢气可燃性程序中，识别可用的气体（如蒸汽）流入路径和设备进行充入蒸汽操作等等。
其中，设备包括固定设备和移动设备；固定设备包括泵、电源、阀门、管道等，移动设备包括移动泵、移动电源、软管等。
在一个发明实施例中，当换料工况事故处理过程中发现固定设备不可用，或当前固定设备无法完全缓解严重事故进程，则在换料工况事故处理程序流程中预留有接口，直接调用移动设备进行严重事故处理，从而实现在复杂环境中有效的使用移动设备对严重事故进行处理的目的。
步骤S103、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；
具体过程为，检测换料工况事故处理程序执行完成后，反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度来判别当前反应堆水池的事故是否得到缓解。
步骤S104、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；如果是，则执行下一步骤S105，如果否，则跳转执行步骤S106；
具体过程为，预定的条件可根据反应堆水池水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度来设定。在一个发明实施例中，预定的条件包括：（I）反应堆水池的水位深度大于15.5m，且保持稳定；（II）反应堆水池的水池温度小于65℃，且稳定或正在下降；（III）反应堆水池的厂房放射性剂量率小于场区应急水平，且稳定或正在下降；（IV）安全壳内的压力小于1.3bar（a），且稳定或正在下降；（V）安全壳内的氢气溶度小于5%，且稳定或正在下降；（VI）安全壳内的水位深度大于8m，且保持稳定。
在反应堆水池水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度同时满足预定的条件时，则换料工况事故处理终止；否则，继续执行换料工况事故处理程序，直至反应堆水池水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度同时满足预定的条件为止。
步骤S105、换料工况事故处理终止；
步骤S106、重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤S3。
如图2所示，对本发明实施例中的一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法的应用场景进一步说明：
步骤201、执行应急运行规程时监测核电厂重要参数，包括反应堆水池水位和燃料厂房剂量。当监测反应堆水池水位深度低于12m或厂房剂量率超过10mGy/h，进入反应堆水池严重事故处理程序；
步骤202、首先判断反应堆水池水位深度是否大于15.5m；若是，执行步骤203；若否，则进入SAG-1，即向反应堆水池注水后，再执行步骤203；
步骤203、判断反应堆水池的水池温度是否小于65℃；若是，执行步骤204；若否，则进入SAG-2，即恢复反应堆水池冷却后，再执行步骤204；
步骤204、判断现场释放水平是否低于场区应急水平，即厂房放射性剂量率是否低于设置的上限；若是，执行步骤205；若否，则进入SAG-3，即减少裂变产物释放后再执行步骤205；
步骤205、判断安全壳内的压力是否小于1.3bar（a）；若是，则执行步骤206；若否，则进入SAG-4，即控制安全壳工况后再执行步骤206；
步骤206、判断安全壳内的氢气溶度是否低于可燃限值，即5%；若是，则执行步骤207；若否，则进入SAG-5，即控制安全壳氢气可燃性后再执行步骤207；
步骤207、继续判断安全壳内的水位深度是否大于8m；若是，则执行步骤208；若否，则进入SAG-6，即向安全壳注水后再执行步骤208；
步骤208、最后进入严重事故退出条件判断，进行以下参数的判断：首先反应堆水池水位高于15.5m；其次反应堆水池温度低于65℃；再次，现场释放小于场区应急水平；此外，安全壳内的压力小于1.3bar（a），氢气溶度低于5%；最后安全壳内的水位深度大于8m。若上述条件全部满足，则认为各项参数均达标，严重事故处理终止；若无法全部满足，则返回步骤202，重新进行处理和诊断。
实施本发明实施例，具有如下有益效果：
1、本发明能够在处理核电厂换料工况发生严重事故时，快速依据该换料工况的特点和事故分析结果进行事故缓解；
2、本发明能够同时与乏燃料水池发生严重事故的处理方法配合使用，尽可能地减少裂变产物的释放；
3、本发明能够在复杂环境中有效的使用移动设备进行事故处理（如移动泵、移动电源、软管等）。
以上所揭露的仅为本发明一种较佳实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明权利要求所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。
Claims (10)
1.一种适用于压水堆核电厂换料工况严重事故处理的方法，其特征在于，所述方法包括：
a、获取反应堆水池的水位深度及所述反应堆水池对应的厂房放射性剂量率；
b、当所述获取到的反应堆水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的反应堆水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则换料工况事故处理开始，并执行一次换料工况事故处理程序；
c、待所述换料工况事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率，以及检测安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度；
d、判断所述检测到的反应堆水池的水位深度、水池温度和厂房放射性剂量率以及安全壳内的压力、氢气溶度和水位深度是否同时满足预定的条件；
e、如果是，则换料工况事故处理终止；
f、如果否，则重新执行一次所述换料工况事故处理程序，返回步骤c。
2.如权利要求1所述的方法，其特征在于，所述换料工况事故处理程序包括依序执行的向反应堆水池注水程序、冷却恢复程序、减少裂变产物释放程序、控制安全壳工况程序、控制安全壳氢气可燃性程序和向安全壳注水程序。
3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述向反应堆水池注水程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向所述反应堆水池注水的操作；
当检测到所述反应堆水池的水位深度大于所述预设的第三阈值时，则终止向所述反应堆水池注水的操作。
4.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述冷却恢复程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对所述反应堆水池冷却的操作；
当检测到所述反应堆水池的水池温度小于所述预设的第四阈值时，则终止对所述反应堆水池冷却的操作。
5.如权利要求2所述的方法，其特征在于，所述减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：
当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，降低所述厂房放射性剂量率；
当检测到所述反应堆水池的厂房放射性剂量率小于预设的第五阈值时，则终止减少释放所述反应堆水池中裂变产物的操作，确定所述厂房放射性剂量率正常。
6.如权利要求2中所述的方法，其特征在于，所述控制安全壳工况程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的压力大于预设的第六阈值时，则进入SAG-4，执行控制安全壳工况的操作，停止安全壳喷淋或关闭安全壳通风；
当检测到所述安全壳内的压力小于所述预设的第六阈值时，则终止控制安全壳工况的操作，确定所述安全壳内的压力正常。
7.如权利要求2中所述的方法，其特征在于，所述控制安全壳氢气可燃性程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的氢气溶度大于预设的第七阈值时，则进入SAG-5，执行控制安全壳氢气可燃性的操作；
当检测到所述安全壳内的氢气溶度小于所述预设的第七阈值时，则终止控制安全壳氢气可燃性的操作，确定所述安全壳内的氢气溶度正常。
8.如权利要求2中所述的方法，其特征在于，所述向安全壳注水程序的具体步骤包括：
当检测到所述安全壳内的水位深度小于预设的第八阈值时，则进入SAG-6，执行向所述安全壳水池注水的操作；
当检测到所述安全壳内的水位深度大于所述预设的第八阈值时，则终止向所述安全壳水池注水的操作。
9.如权利要求2中所述的方法，其特征在于，所述换料工况事故处理程序可通过识别所述反应堆水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。
10.如权利要求9所述的方法，其特征在于，所述设备包括固定设备和移动设备。
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