CN106651217B - 装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段；S2、结合具体的堆芯熔化进程，注水评价方法包括以下子步骤：S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；S23、监测到压力容器下封头熔穿，中止注水；S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。本发明的有益效果是：在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
Description
技术领域
本发明涉及核电厂严重事故管理技术领域，具体地，涉及装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法。
背景技术
严重事故后堆芯损坏、融化并重定位至压力容器下封头，堆芯熔融物可能熔穿压力容器下封头，压力容器的熔穿失效将导致诸多不利后果，例如，难以维持堆芯熔融物的持续冷却，放射性裂变产物完全扩散至安全壳内，威胁安全壳完整性，等等。因此，某些先进核电厂在压力容器下设置堆芯捕集器，压力容器下封头熔穿后坠落堆芯捕集器，继续实施熔融物冷却。
通常压力容器熔穿后向堆芯捕集器注水。在堆芯捕集器上方设置温度监测仪表如热电偶，监测压力容器失效后的熔融物流出。在压力容器内或压力容器外注水冷却堆芯熔融物必须考虑蒸汽爆炸的问题。为避免蒸汽爆炸，通常不会在监测到熔融物流出后立刻向熔融物的表面注水冷却。有的捕集器设计形同坩埚，坩埚内设置牺牲材料，经过一定时间的反应后牺牲材料将翻转至熔融物上方，缓解蒸汽爆炸；有的捕集器设计将熔融物引流至扩展池，在熔融物面积充分扩展的状态下注水冷却，缓解蒸汽爆炸的不利影响。
通常在压力容器熔穿后不再考虑向压力容器注水，甚至在某些装备捕集器的电厂的规程导则中，压力容器熔穿前就终止向堆芯注水，其原因一方面在于蒸汽爆炸，另一方面，熔融物在压力容器内重定位后存在注水冷却的不确定性，成功向压力容器注水不能保证压力容器一定不失效。
但是，在压力容器熔穿前和熔穿后，向压力容器注水仍然存在积极意义，例如，美国三哩岛事故是核电历史上已发生的压水堆严重事故，堆芯损坏后大约20吨熔融物坠落压力容器下封头，恢复压力容器注水后堆芯熔化过程终止，基本维持了压力容器完整性，没有熔融物流出压力容器外。因此，过早终止压力容器注水是不可取的。
堆外核测系统在压力容器外测量中子通量的溢出，电厂启动和功率运行时，监测电厂的反应性变化、功率变化、功率偏移等等，该系统不是专门针对严重事故设计的。发生严重事故后堆芯熔融物的重定位将引起压力容器外中子通量数据的变化。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，该评价方法在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，并能够合理利用资源。
发明人经调研发现，压力容器熔穿后，不一定100％熔融物迅速坠落捕集器，事实上，下封头铰链式大规模失效的发生概率是很低的。更大的可能是小规模局部失效，在熔塞处、下封头焊缝处、或者热流密度最集中处发生局部熔穿，熔融物坠落下封头是一个缓慢的过程，这个过程随时都有可能中止，而中止时很可能还有部分熔融物滞留在压力容器内，因此，有必要向压力容器内注水，继续冷却滞留的熔融物。
并且发明人认为堆外核测系统是可以应用于辅助评价注水方法的，堆外核测系统在压力容器外测量中子通量的溢出，电厂启动和功率运行时，监测电厂的反应性变化、功率变化、功率偏移等等，该系统不是专门针对严重事故设计的，但是严重事故状态下应利用一切可以利用的设备和仪表。堆芯熔融物的重定位将引起压力容器外中子通量数据的变化，通过分析堆外核测系统的数据变化可以大致推知堆芯熔融物的重定位过程。
基于以上，本发明解决上述问题所采用的技术方案是：
装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：
S1、压力容器内堆芯熔化的过程比较复杂，结合电厂安全注入(简称安注)系统的设计及其冷却效果，将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂，此阶段堆芯几何形状基本保持完好，冷却水流道基本完好，如果电厂恢复冷却水注入，一列高压安注系统的额定流量可终止堆芯熔化进程；
第二阶段、包壳快速氧化阶段，其中的晚期阶段堆芯熔融物重定位至下封头，此阶段堆芯已丧失几何形状，高压安注额定流量不能保证终止堆芯熔化进程；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用，此阶段堆芯注水效果不确定，可能发生压力容器下封头熔穿失效；
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；
S23、监测到压力容器下封头熔穿，如果此时正在向压力容器内注水，则中止注水，暂不实施堆芯注水，避免蒸汽爆炸；
S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。
本发明依据严重事故后有限的仪表监测数据推断堆芯熔融物重定位的过程，向压力容器内注水并监测注水的冷却效果，在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
优选的，所述的步骤S21包括以下子步骤：
S211、堆芯出口温度高，堆芯开始损坏，如果根据仪表监测数据判断堆芯熔化过程尚处在第一阶段，那么电厂恢复功能执行堆芯注水时，即向堆芯冷却水流道注入冷却水，
优选的，从资源合理分配角度考虑，长期阶段堆芯注水流量维持高压安注额定流量即可，初始注入流量较大可以减少氢气生成，故优选地，初始注入流量大于高压安注额定流量；
S212、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，堆外核测系统显示中子通量发生变化，伴随压力容器外温度监测的空间变化，由此判断堆芯损坏进入第二阶段，结合电厂功能和资源恢复的实际状态确定堆芯注水对策；
S213、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，监测到堆芯熔化过程进入第三阶段，此阶段实施堆芯注水，根据注水冷却效果进一步调整堆芯注水对策；优选的，实施堆芯注水时可以在初始大流量(减少氢气生成)后降低流量。
优选的，所述的步骤S22包括以下子步骤：
S221、对于上述第一阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低则表明冷却成功；
S222、对于上述第二阶段的注水，如果监测到有限的注水流量不能终止堆芯损坏进程，则进一步加大注水流量；
S223、对于上述第三阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低至饱和温度或饱和温度以下，则表明压力容器内可能存在液态水，此时的堆芯注水冷却效果存在三种可能：
a)下封头温度持续升高，表明堆芯注水不能有效冷却堆芯熔融物，下封头熔穿不可避免，为防止潜在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；
b)下封头温度降低，下封头熔融物得到有效冷却，持续注水甚至增大注水流量，终止堆芯熔化进程；
c)下封头温度变化趋势不确定，仍然存在压力容器下封头熔穿失效的可能，此时应调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水导致熔穿后潜在的蒸汽爆炸。
优选的，所述的步骤S223的c)中调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水的具体的操作为：间断运行高压安注泵，控制压力容器内冷却水过冷裕度小于5℃，即当监测到堆芯出口温度低于饱和温度5℃时或连续注水达到5分钟时，停运高压安注；压力容器内冷却水蒸干后，监测到堆芯出口温度超过饱和温度并上升趋势时，或者经过一个估算的间歇时间后，启动高压安注系统向压力容器内注水。估算注水间歇时间是根据当时的衰变热功率水平估算此前注水量的蒸干时间。
注水间歇时间的估算方法为：
其中注水焓升包括汽化潜热和过冷显热。
冷却水与高温堆芯接触有可能发生蒸汽爆炸，国内外研究表明，压力容器内蒸汽爆炸的负面影响较小，很难直接威胁安全壳完整性，而压力容器外的堆芯捕集器没有能力承受蒸汽爆炸的不利影响。
所述步骤S24中实施堆芯注水包括压力容器内注水和堆芯捕集器注水，分为两种情况：
S241、压力容器大规模熔穿，熔融物迅速坠落堆芯捕集器，并且监测到绝大部分熔融物都坠落捕集器。针对此种事故状态，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，间隔一段时间后，直接向堆芯捕集器内熔融物的表面注水冷却；
S242、压力容器小规模熔穿，堆芯熔融物的坠落过程比较缓慢，晚期可能出现熔融物冷凝而破口坠落中止的现象，而压力容器内可能残留部分熔融物碎片，针对此种事故状态，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，间隔一段时间后，应考虑同时向压力容器内和堆芯捕集器注水。资源有限的情况下，应依据监测仪表数据评价熔融物压力容器内的残留份额，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。
优选的，所述步骤S242中间隔一段时间后，同时向压力容器内和堆芯捕集器注水的具体操作为：当监测到捕集器上方温度降低而下封头保持高温时，断定熔融物坠落过程已中止，再间隔40分钟～60分钟后，具体间隔时间根据电厂设计和事故状态而定，实施向堆芯捕集器注水，直接冷却堆芯熔融物；同时向压力容器内注水，冷却压力容器内残留的堆芯熔融物。
对于外壁未设置温度监测仪表的压力容器，还包括在压力容器外壁增设温度监测仪表的步骤，所述的压力容器外壁包括与堆芯活性段高度对应的压力容器外壁和压力容器下封头。
综上，本发明的有益效果是：
1、本发明依据严重事故后有限的仪表监测数据推断堆芯熔融物重定位的过程，向压力容器内注水并监测注水的冷却效果，在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
2、有些核电厂专门针对严重事故设置了堆芯捕集器，本发明提出详细的压力容器内外的堆芯注水评价方法，为严重事故对策分析提供支持。
3、严重事故下压力容器下封头熔穿后堆芯熔融物坠落下封头，本发明考虑到压力容器内将残留部分熔融物，补充严重事故缓解对策向压力容器内注水，完善电厂的严重事故管理。
4、本发明依据电厂仪表监测数据进行堆芯注水对策评价，为此提出了仪表改进方案，完善电厂严重事故下的监测和状态诊断。
5、本发明通过诊断堆芯熔融物重定位过程评价不同的堆芯注水对策，保证持续注水冷却的同时避免蒸汽爆炸的不利影响。
6、本发明在不同的事故阶段给出不同的堆芯注水对策，电厂应急响应人员全面分析严重事故缓解对策，合理分配资源，全面高效地应对包括堆芯冷却在内的所有严重事故威胁。
附图说明
图1是堆芯捕集器和压力容器的结构示意图；
图2是压力容器外围温度监测仪表和堆芯外核监测仪表的布置示意图；
附图中标记及相应的零部件名称：
1-堆芯捕集器，2-压力容器，3-牺牲材料，4-测点A，5-测点B，6-测点C，7-测点D，8-堆芯外核监测仪表。
具体实施方式
下面结合实施例及附图，对本发明作进一步地的详细说明，但本发明的实施方式不限于此。
装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，包括以下步骤：
S1、压力容器内堆芯熔化的过程比较复杂，结合电厂安全注入(简称安注)系统的设计及其冷却效果，将压力容器内堆芯熔化过程大致简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂，此阶段堆芯几何形状基本保持完好，冷却水流道基本完好，如果电厂恢复冷却水注入，一列高压安注系统的额定流量可终止堆芯熔化进程；
第二阶段、包壳快速氧化阶段，其中的晚期阶段堆芯熔融物重定位至下封头，此阶段堆芯已丧失几何形状，高压安注额定流量不能保证终止堆芯熔化进程；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用，此阶段堆芯注水效果不确定，可能发生压力容器下封头熔穿失效；
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；
优选的，所述的步骤S21包括以下子步骤：
S211、堆芯出口温度高，堆芯开始损坏，如果根据仪表监测数据判断堆芯熔化过程尚处在第一阶段，那么电厂恢复功能执行堆芯注水时，即向堆芯冷却水流道注入冷却水，优选的，从资源合理分配角度考虑，长期阶段堆芯注水流量维持高压安注额定流量即可，初始注入流量较大可以减少氢气生成，故优选地，初始注入流量大于高压安注额定流量。
S212、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，特别是熔融物侧漏堵塞流道的可能，根据压力容器内堆芯熔化的具体状态分析确定堆芯注水对策，堆外核测系统显示中子通量发生变化，伴随压力容器外温度监测的空间变化，由此判断堆芯损坏进入第二阶段，结合电厂功能和资源恢复的实际状态确定堆芯注水对策。
S213、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，监测到堆芯熔化过程进入第三阶段，此阶段实施堆芯注水，根据注水冷却效果进一步调整堆芯注水对策；优选的，实施堆芯注水时可以在初始大流量(减少氢气生成)后降低流量。
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；
优选的，所述的步骤S22包括以下子步骤：
S221、对于上述第一阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低则表明冷却成功；
S222、对于上述第二阶段的注水，如果监测到有限的注水流量不能终止堆芯损坏进程，则应进一步加大注水流量；
S223、对于上述第三阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低至饱和温度或饱和温度以下，则表明压力容器内可能存在液态水，此时的堆芯注水冷却效果存在三种可能：
a)下封头温度持续升高，表明堆芯注水不能有效冷却堆芯熔融物，下封头熔穿不可避免，为防止潜在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；
b)下封头温度降低，下封头熔融物得到有效冷却，持续注水甚至增大注水流量，终止堆芯熔化进程；
c)下封头温度变化趋势不确定，仍然存在压力容器下封头熔穿失效的可能，此时应调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水导致熔穿后潜在的蒸汽爆炸。
冷却水与高温堆芯接触有可能发生蒸汽爆炸，国内外研究表明，压力容器内蒸汽爆炸的负面影响较小，很难直接威胁安全壳完整性，而压力容器外的堆芯捕集器没有能力承受蒸汽爆炸的不利影响。
优选的，所述的步骤S223的c)中调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水的具体的操作为：间断运行高压安注泵，控制压力容器内冷却水过冷裕度小于5℃，即当监测到堆芯出口温度低于饱和温度5℃时或连续注水达到5分钟时，停运高压安注；压力容器内冷却水蒸干后，监测到堆芯出口温度超过饱和温度并上升趋势时，或者经过一个估算的间歇时间后，启动高压安注系统向压力容器内注水。估算注水间歇时间是根据当时的衰变热功率水平估算此前注水量的蒸干时间。
注水间歇时间的估算方法为：
其中注水焓升包括汽化潜热和过冷显热。
S23、监测到压力容器下封头熔穿，如果此时正在向压力容器内注水，则中止注水，暂不实施堆芯注水，避免蒸汽爆炸；
S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水，包括压力容器内注水和堆芯捕集器注水，大致分为两种情况：
S241、压力容器大规模熔穿，熔融物迅速坠落堆芯捕集器，并且监测到绝大部分熔融物都坠落捕集器。针对此种事故状态，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，间隔一段时间后，直接向堆芯捕集器内熔融物的表面注水冷却；
S242、压力容器小规模熔穿，堆芯熔融物的坠落过程比较缓慢，晚期可能出现熔融物冷凝而破口坠落中止的现象，而压力容器内可能残留部分熔融物碎片，针对此种事故状态，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，间隔一段时间后，应考虑同时向压力容器内和堆芯捕集器注水。资源有限的情况下，应依据监测仪表数据评价熔融物压力容器内的残留份额，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。
优选的，所述步骤S242中间隔一段时间后，同时向压力容器内和堆芯捕集器注水的具体操作为：当监测到捕集器上方温度降低，而下封头保持高温时断定熔融物坠落过程已中止，再间隔40分钟～60分钟后，具体间隔时间根据电厂设计和事故状态而定，对于坩埚式堆芯捕集器，再间隔50分钟后，实施向堆芯捕集器注水，直接冷却堆芯熔融物；同时向压力容器内注水，冷却压力容器内残留的堆芯熔融物。
优选的，资源有限的情况下，应依据监测仪表数据评价熔融物压力容器内的残留份额，分配不同位置堆芯熔融物的注水流量。
本发明依据严重事故后有限的仪表监测数据推断堆芯熔融物重定位的过程，向压力容器内注水并监测注水的冷却效果，在不同的事故阶段给出不同的注水对策，根据冷却效果控制注水流量避免蒸汽爆炸，同时合理利用资源。
为堆芯注水对策评价提供数据的仪表主要包括：堆外核测系统，堆芯出口温度监测仪表，压力容器堆芯活性段外壁温度监测仪表，压力容器下封头外壁温度监测仪表，堆芯捕集器上方温度监测仪表。堆芯出口温度监测仪表在压力容器内堆芯上方，通常量程较大(如1200℃)，但严重事故阶段仍存在失效的可能，该仪表失效后可以参考一回路冷热段其它测点的温度监测仪表推断堆芯温度。本发明的评价方法主要依据以上监测数据，福岛事故后各电厂针对严重事故实施电厂改进，本方法对潜在的仪表改进也有所考虑。
温度监测仪表(如热电偶)通常成本较低，而此类仪表布置在压力容器外不影响压力容器设计，在压力容器周围不同高度处布置温度监测仪表，可以监测堆芯熔融物重定位的过程和注水冷却的效果。另外，严重事故状态下压力容器水位监测仪表失效概率很大，但压力容器水位数据对于对策评价有很大参考价值，若电厂实施仪表改进，专门针对严重事故配置压力容器水位仪表，则堆芯注水对策评价可以参考该仪表的数据。
如图1是本发明所述的核电厂堆芯捕集器1和压力容器2的结构示意图，图2是压力容器外监测仪表的布置示意图。其中堆芯捕集器1属于坩埚型，其置于压力容器2的下方，其内部设置牺牲材料3，如图1所示，压力容器2下封头已经形成了堆芯熔融物碎片床，大致描述了压力容器2内堆芯熔化第三阶段的状态。图中大致描述了主要监测仪表的布置，用于监测堆芯出口温度的温度测试仪表的测点A4设置在压力容器2上部、用于监测堆芯活性段外壁温度的温度测试仪表的测点B5设置于压力容器2堆芯活性段的外壁、用于监测下封头外壁温度的温度测试仪表的测点C6设置于压力容器2下封头外壁、用于监测堆芯捕集器1上方温度的温度测试仪表的测点D7设置于堆芯捕集器1的上方，压力容器2的外部设置有堆外核测系统的堆芯外核监测仪表8，其主要用来监测核反应堆的功率水平，用于测量和监督核反应堆内中子通量密度变化情况，并为运行人员、调节系统和保护系统提供数据和信号。图2作为截面俯视图给出了压力容器2周向的仪表布置，测点B5、堆芯外核监测仪表8均沿周向均匀布置。
下面结合实施例对本发明作进一步说明。
实施例1：
某压水堆核电厂专门针对严重事故配置了坩埚型堆芯捕集器，该电厂针对严重事故氢气威胁在安全壳内布置了大量非能动氢气复合器，因此氢气威胁不作为该电厂的主要严重事故威胁，分析堆芯注水对策时将不考虑氢气生成的负面影响。
类似福岛事故场景，海啸后发生全厂断电，专设安全设施不能启动，电厂在发生断电事故后停止照明等不必要用电，蓄电池电量得以长时间维持，主控室仍然可以掌握关键仪表的监测数据。堆芯裸露后监测到堆芯出口温度超过650℃，表明已经发生堆芯损坏，进入严重事故管理导则，按照本发明给出的方法评价堆芯注水对策：
S1、根据本电厂压力容器内严重事故特点和专设安全设施的事故缓解能力将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂，一列安注可以实现堆芯冷却；
第二阶段、包壳快速氧化阶段，一列安注不能保证堆芯冷却；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用，压力容器成功注水也不能保证压力容器完好。
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策。
事故后7小时，移动柴油机就位并成功启动，为电厂提供大约2300KW的电力。此时堆外核测系统已监测到中子通量发生变化，由此判断堆芯损坏进入第二阶段，结合电厂电力恢复的实际状态分析堆芯注水对策：在包壳快速氧化的早期阶段，一列高压安注很有可能终止堆芯熔化进程；如果监测到大量堆芯熔融物重定位，则需要更大的堆芯注入流量。
高压安注泵功率大约600KW，根据严重事故管理导则进行综合对策分析，认为同时需要实施其它严重事故缓解对策，包括向蒸汽发生器注水，安全壳喷淋等等，初步确定实施一列高压安注注入。
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策：
监测到堆芯出口温度降低，堆外中子通量同步降低，但按照空间分布分析没有进一步变化，表明已成功终止堆芯熔化进程。
结束堆芯注水评价，按照严重事故管理导则持续注水并长期关注。
实施例2：
电厂配置与实施例1大致相同，在实施例1的基础上，该电厂针对压力容器外温度监测实施了设计改进，保温层内紧贴压力容器外壁设置了若干高量程的热电偶，这些热电偶在压力容器周向不同角度处均匀分布，垂直方向从堆芯活性段高度向下直到下封头底部都布置了热电偶，如图1、图2所示。在信号传输方面，在原有堆外核测的信号通道基础上增设温度信号传输通道，最终主控室可以监测压力容器外壁温度。
地震后发生大破口事故，主管道双端剪切断裂，安全注入系统启动失败，维修组紧急抢修。堆芯裸露后监测到堆芯出口温度超过650℃，表明已经发生堆芯损坏，进入严重事故管理导则，按照本发明给出的方法评价堆芯注水对策：
S1、根据本电厂压力容器内严重事故特点和专设安全设施的事故缓解能力将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂，一列安注可以实现堆芯冷却；
第二阶段、包壳快速氧化阶段，一列安注不能保证堆芯冷却；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用，压力容器成功注水也不能保证压力容器完好。
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策。
大破口的事故进程很快，维修组通知安注系统修复成功时，压力容器下封头经历温升后处于高温状态，而堆芯活性段位置的温度和中子通量经历下降趋势后处于相对较低水平，这表明堆芯损坏已进入第三阶段，此时堆芯注水效果存在很大不确定性，初步决定启动一列高压安注向压力容器内注水。
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策：
注水后监测到堆芯出口温度降低至饱和温度以下，而下封头仍然处于高温状态，且下封头温度变化趋势不确定。此时不能确定堆芯熔融物已得到有效冷却，为降低压力容器外蒸汽爆炸的不利影响，需要调整堆芯注水流量，控制压力容器内的水装量。此时没有仪表可以提供可靠的压力容器水位参数。
决定间断运行高压安注泵，控制压力容器内冷却水过冷裕度小于5℃。具体地，当监测到堆芯出口温度低于饱和温度5℃时或连续注水达到5分钟时，停运高压安注；压力容器内冷却水蒸干后，监测到堆芯出口温度超过饱和温度并上升趋势时，或者估算此前5分注入水量的蒸干时间，在前段注入水蒸干后，启动高压安注系统向压力容器内注水。
此后长期阶段监测到下封头温度缓慢上升，并且存在下封头熔穿风险，停运高压安注系统，中止向压力容器内注水，避免潜在的压力容器外蒸汽爆炸。
S23、下封头外壁个别仪表温度异常增高后读数异常，怀疑该仪表损坏，同时监测到堆芯捕集器上方的监测仪表突然上升至1000℃以上，证明压力容器下封头熔穿。暂不实施向堆芯熔融物表面注水，避免蒸汽爆炸。
S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水，包括压力容器内注水和堆芯捕集器注水。
持续监测熔穿后的仪表读数，综合分析各测点温度参数以及堆外核测中子通量参数后进行判断，结论为下封头小规模熔穿，大约30分钟后，捕集器上方温度降低，而下封头保持高温，此时判断熔融物坠落过程已中止，而下封头仍残留有堆芯熔融物碎片。
捕集器内预先设置了牺牲材料，堆芯熔融物与牺牲材料发生相互作用，牺牲材料翻转至熔融物上方，防止发生蒸汽爆炸。间隔不少于50分钟后，实施向堆芯捕集器注水，直接冷却堆芯熔融物；同时向压力容器内注水，冷却压力容器内残留的堆芯熔融物。
经过一段时间压力容器内注水后监测到堆芯出口温度降低、下封头温度降低，表明压力容器内熔融物重定位过程中止，熔穿破口处熔融物冷凝，向压力容器外的重定位过程基本中止。持续注水冷却并实施长期关注，最终压力容器内堆芯熔化进程终止。
如上所述，可较好的实现本发明。
Claims (4)
1.装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂；
第二阶段、包壳快速氧化阶段；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用；
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下子步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；
S23、监测到压力容器下封头熔穿，如果此时正在向压力容器内注水，则中止注水；
S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水；
所述的步骤S21包括以下子步骤：
S211、堆芯出口温度高，堆芯开始损坏，根据仪表监测数据判断堆芯熔化过程尚处在第一阶段，向堆芯冷却水流道注入冷却水；
S212、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，堆外核测系统显示中子通量发生变化，伴随压力容器外温度监测的空间变化，由此判断堆芯损坏进入第二阶段，结合电厂功能和资源恢复的实际状态确定堆芯注水对策；
S213、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，监测到堆芯熔化过程进入第三阶段，此阶段实施堆芯注水，根据注水冷却效果进一步调整堆芯注水对策。
2.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述的步骤S22包括以下子步骤：
S221、对于上述第一阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低则表明冷却成功；
S222、对于上述第二阶段的注水，如果监测到有限的注水流量不能终止堆芯损坏进程，则进一步加大注水流量；
S223、对于上述第三阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低至饱和温度或饱和温度以下，此时的堆芯注水冷却效果存在三种情况：
a)下封头温度持续升高，表明堆芯注水不能有效冷却堆芯熔融物，下封头熔穿不可避免，为防止潜在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；
b)下封头温度降低，下封头熔融物得到有效冷却，持续注水或增大注水流量，终止堆芯熔化进程；
c)缺乏下封头温度的可靠测量数据，仍然存在压力容器下封头熔穿失效的可能，此时调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水。
3.根据权利要求2所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述的步骤S223的c)中调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水的具体的操作为：间断运行高压安注泵，控制压力容器内冷却水过冷裕度小于5℃，即当监测到堆芯出口温度低于饱和温度5℃时或连续注水达到5分钟时，停运高压安注；压力容器内冷却水蒸干后，监测到堆芯出口温度超过饱和温度且上升趋势，或者经过估算注水间歇时间后，启动高压安注系统向压力容器内注水，估算注水间歇时间是根据当时的衰变热功率水平估算此前注水量的蒸干时间。
4.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，还包括在压力容器外壁增设温度监测仪表的步骤。
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Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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