CN107845436A - 压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法 - Google Patents
压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法 Download PDFInfo
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Abstract
本发明属于核安全控制技术领域，涉及压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法。所述的操控方法包括如下步骤：(1)当压水堆核电厂主控制室不可居留时，操控员转到远程停堆站进行操控，手动停堆；(2)当主泵不能运行时，在远程停堆站操控采取自然循环的方式进行降温降压；(3)当主泵仍然能够运行时，在远程停堆站操控采取强迫循环的方式进行降温降压。利用本发明的操控方法，能够在核电厂主控制室不可居留，操控员转到远程停堆站操控时，充分利用数字化核电站的优势，结合全功能远程停堆站的特点，根据主泵可否运行以及机组所处的模式采取不同的处理措施。
Description
技术领域
本发明属于核安全控制技术领域，涉及压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法。
背景技术
核电厂的主控制室为操控员提供了完备的操控手段，操控员通常在主控制室完成对核电厂状态的监视和对设备的控制。然而，在发生影响操控员在主控制室可居留性的情况(火灾、烟雾等)下，为了保证核电厂安全，操控员需要转到远程停堆站操作。远程停堆站的作用是在主控制室不可用的情况下，把反应堆带入热停堆状态，并保持反应堆在该安全状态；如果需要，通过少量就地配合，使反应堆达到并维持在冷停堆状态。
为实现上述功能，在核电厂中均配有专用的操作规程供操控员在执行上述提及的“主控制室不可居留转向远程停堆站”操作时使用。
目前国内核电厂在采用“主控制室不可居留转向远程停堆站”的操作策略时，仍然延续非数字化电站的操作策略，认为远程停堆站不是全功能工作站，因此，在停堆后停运主泵，采取自然循环的方式降温降压。但这样，一方面，安全性和降温速率较主泵运行时的强迫循环方式差，并会导致主喷淋不可用，进而不能方便地控制压力；另一方面，这种策略中存在大量就地操作和保守操作，增加了操控员的工作量；第三方面，这种策略只考虑了主控制室不可用时机组处于功率运行下的操控方法，没有考虑主控制室不可用时机组处于其它状态下的操控方法。
此外，不同于使用传统远程停堆站的核电厂，新建核电厂大多采用数字化仪控系统(Digital Control System,DCS系统)，操控员不是在硬控制盘台，而是在数字化的工作站上完成各项工作。在传统核电厂的远程停堆站，受到布置空间的限制，只能实现主控制室中的部分功能；而数字化核电厂的远程停堆站则不再受到布置空间的限制，其操控员工作站与主控制室操控员工作站的功能完全相同，是全功能的。因此，由于数字化核电厂控制手段的改进，使得原来传统核电厂的“主控制室不可居留转向远程停堆站”的操作策略不再是保证核电厂运行安全性和经济性的最佳选择，以往的策略中的大量就地操作和保守操作没有充分体现出全功能远程停堆站的优势。因此，为充分利用数字化核电厂的优势，需要重新设计“主控制室不可居留转向远程停堆站”的操作策略。
发明内容
本发明的目的是提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，以能够在核电厂主控制室不可居留，操控员转到远程停堆站操控时，充分利用数字化核电站的优势，结合全功能远程停堆站的特点，根据主泵可否运行以及机组所处的模式采取不同的处理措施。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，所述的操控方法包括如下步骤：
(1)当压水堆核电厂主控制室不可居留时，操控员转到远程停堆站进行操控，手动停堆；
(2)当主泵不能运行时，在远程停堆站操控采取自然循环的方式进行降温降压；
(3)当主泵仍然能够运行时，在远程停堆站操控采取强迫循环的方式进行降温降压。
在一种优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中步骤(1)中所述的压水堆核电厂主控制室不可居留的原因包括火灾和/或烟雾。
在一种优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中步骤(2)中所述的主泵不能运行的原因为核电厂丧失外电供给。
在一种优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中所述的远程停堆站操控采用已有的成熟规程。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中所述的已有的成熟规程包括事故处理规程和/或总体运行规程。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中所述的远程停堆站操控采用具有紧急停堆处理功能的规程模块将机组带入热停堆，采用具有自然循环冷却一回路功能的规程模块或用于机组启停的总体规程模块将机组带入冷停堆。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中步骤(2)中：
(1)若机组处于功率运行模式、反应堆临界及热备用模式或用蒸汽发生器冷却的停堆模式的热停堆状态时，导入主泵不可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值，则使用具有自然循环冷却一回路功能的规程模块将反应堆带到维修停堆模式正常冷停堆工况；
(2)若机组处于用蒸汽发生器冷却的停堆模式的非热停堆状态或用余热排出系统冷却的停堆模式时，导入主泵不可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，通过建立自然循环将机组带至冷停堆；
(3)若机组处于维修停堆模式或换料停堆模式时，稳定机组状态。
在一种更加优选的实施方案中，本发明提供压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其中步骤(3)中：
(1)若机组处于功率运行模式或反应堆临界及热备用模式时，导入主泵可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则执行用于机组启停的总体规程模块将反应堆带到维修停堆模式的正常冷停堆工况；
(2)若机组处于用蒸汽发生器冷却的停堆模式的热停堆状态时，稳定机组状态，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则执行用于机组启停的总体规程模块将反应堆带到维修停堆模式的正常冷停堆工况；
(3)若机组处于蒸汽发生器冷却的停堆模式的非热停堆状态或用余热排出系统冷却的停堆模式时，则执行用于机组启停的总体规程模块将机组后撤至维修停堆的正常冷停堆工况；
(4)若机组处于维修停堆模式或换料停堆模式时，稳定机组状态。
本发明的有益效果在于，利用本发明的压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，能够在核电厂主控制室不可居留，操控员转到远程停堆站操控时，充分利用数字化核电站的优势，结合全功能远程停堆站的特点，根据主泵可否运行以及机组所处的模式采取不同的处理措施，从而保证核电厂运行的安全性和经济性。
本发明的有益效果具体体现在：
(1)以往的主控制室不可居留转向远程停堆站策略，沿续非数字化核电厂的处理策略，对于数字化核电厂运行不再是保证安全性和经济性的最佳选择，本发明提供的压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，可充分体现出全功能远程停堆站的优势；
(2)本发明在主泵可运行的情况下，在主控制室停堆后采取强迫循环的策略，提升了故障处理的安全性并加快了降温速率，由于主泵可用，使得可使用稳压器的主喷淋降压，便于控制一回路压力；
(3)本发明充分利用全功能工作站的优势，减少了大量的就地操作，减少了操控员的工作量，并复用已有其他成熟规程的操作模块，利于操控员培训；
(4)本发明提出的故障处理策略覆盖了主控制室撤离前核电厂处于各种运行模式下的情况，扩大了故障处理策略的适用范围，提高了故障处理的能力。
附图说明
图1为示例性的本发明的压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法的流程图。
具体实施方式
以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
示例性的本发明的压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法如图1所示，按如下步骤进行。
当发生主控制室不可用时，派遣一名操控员至远程停堆站，建立远程停堆站与主控制室之间的通讯联络，手动停堆。操控员离开主控制室，将机组的控制切换到远程停堆站，确认远程停堆站的投入与运行。根据主控制室不可用时是否因丧失厂外电导致主泵停运和机组所处的模式不同采取不同的处理措施。
由于主泵决定了机组在退防过程中所使用的策略，因此在主控制室不可居留时，需针对主泵是否因为丧失厂外电而停运而采取不同的退防策略：若因丧失厂外电源导致主泵不能运行，需要采取自然循环的方式降温降压；若主泵可运行，主控制室停堆后切换到远程停堆站采取强迫循环的策略更为合理。
为了控制机组规模和利于操控员培训，在退防的过程中，尽量复用已有的成熟规程(如故障运行规程以外的事故处理规程、总体运行规程等)的操作模块，使用具有紧急停堆处理功能的规程模块(简称为E模块，E模块又分为Ea和Eb两个子模块，分别用于主泵不可运行工况和主泵可运行工况)将机组带入热停堆，使用具有自然循环冷却一回路功能的规程模块(简称为Z模块)或用于机组启停的总体规程模块(简称为G模块)将机组带入冷停堆。
在此基础上，本发明提出的主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法的退防策略为：
主控制室不可居留时，若丧失厂外电源导致主泵不能运行，则：
(1)若机组处于模式1至模式3的热停堆状态时，导入Ea模块将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值，则使用Z模块将反应堆带到模式5的正常冷停堆工况。
(2)若机组处于模式3热停堆工况以下(不含热停堆)至模式4，导入Ea模块，通过建立自然循环将机组带至冷停堆。
(3)若机组处于模式5或模式6时，稳定机组状态。
主控制室不可居留时，若未因丧失厂外电源导致主泵不能运行，则：
(1)若机组处于模式1或模式2时，导入Eb模块将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则应执行G模块将反应堆带到模式5的正常冷停堆工况。
(2)若机组处于模式3的热停堆工况时，稳定机组状态，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则应执行G模块将反应堆带到模式5的正常冷停堆工况。
(3)若机组处于模式3热停堆工况以下(不含热停堆)至模式4，则执行G模块将机组后撤至模式5的正常冷停堆工况，并继续执行本策略。
(4)若机组处于模式5或模式6时，稳定机组状态。
上述机组运行模式说明如下：
模式1：功率运行
模式2：反应堆临界及热备用
模式3：用蒸汽发生器冷却的停堆
模式4：用余热排出系统冷却的停堆
模式5：维修停堆
模式6：换料停堆
上述示例性的操控方法的实际操控举例如下。
当主控制室不可居留时，需宣布主控制室撤离。派遣一名操控员建立远程停堆站与主控制室之间的通讯联络。
操控员在撤离主控制室之前需确认停堆，使反应堆处于稳定工况。
操控员撤离至远程停堆站，确认远程停堆站的投入与运行。
经判断，主控制室不可用时主泵在运行，然后判断机组处于模式1。因此根据策略，导入Eb模块将机组带入热停堆状态，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度；若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则应执行G模块将反应堆带到模式5的正常冷停堆工况。
到达目标的退防状态后，将核电厂稳定在安全的停堆状态。
尝试恢复主控制室环境，判断主控制室功能是否恢复，若未恢复，继续恢复主控制室功能。当恢复主控制室的可居留性后，采取相关措施将电厂恢复到主控制室控制状态。
若在恢复主控制室的可居留性后，发现无法在主控制室建立对核电厂的控制，则撤离至远程停堆站；若可以在主控制室建立对核电厂机组的控制，则根据值长要求执行适当的核电厂规程。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。
Claims (8)
1.压水堆核电厂主控制室不可居留时的远程停堆站操控方法，其特征在于，所述的操控方法包括如下步骤：
(1)当压水堆核电厂主控制室不可居留时，操控员转到远程停堆站进行操控，手动停堆；
(2)当主泵不能运行时，在远程停堆站操控采取自然循环的方式进行降温降压；
(3)当主泵仍然能够运行时，在远程停堆站操控采取强迫循环的方式进行降温降压。
2.根据权利要求1所述的操控方法，其特征在于：步骤(1)中所述的压水堆核电厂主控制室不可居留的原因包括火灾和/或烟雾。
3.根据权利要求1所述的操控方法，其特征在于：步骤(2)中所述的主泵不能运行的原因为核电厂丧失外电供给。
4.根据权利要求1所述的操控方法，其特征在于：所述的远程停堆站操控采用已有的成熟规程。
5.根据权利要求4所述的操控方法，其特征在于：所述的已有的成熟规程包括事故处理规程和/或总体运行规程。
6.根据权利要求4所述的操控方法，其特征在于：所述的远程停堆站操控采用具有紧急停堆处理功能的规程模块将机组带入热停堆，采用具有自然循环冷却一回路功能的规程模块或用于机组启停的总体规程模块将机组带入冷停堆。
7.根据权利要求6所述的操控方法，其特征在于，步骤(2)中：
(1)若机组处于功率运行模式、反应堆临界及热备用模式或用蒸汽发生器冷却的停堆模式的热停堆状态时，导入主泵不可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值，则使用具有自然循环冷却一回路功能的规程模块将反应堆带到维修停堆模式正常冷停堆工况；
(2)若机组处于用蒸汽发生器冷却的停堆模式的非热停堆状态或用余热排出系统冷却的停堆模式时，导入主泵不可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，通过建立自然循环将机组带至冷停堆；
(3)若机组处于维修停堆模式或换料停堆模式时，稳定机组状态。
8.根据权利要求6所述的操控方法，其特征在于，步骤(3)中：
(1)若机组处于功率运行模式或反应堆临界及热备用模式时，导入主泵可运行工况时的具有紧急停堆处理功能的规程模块，将机组带入热停堆，并将反应堆硼化至热停堆硼浓度，若辅助给水池水容量降至规定的低水位阈值及以下，则执行用于机组启停的总体规程模块将反应堆带到维修停堆模式的正常冷停堆工况；
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