CN107863168B - 一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，包括：分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱的事故的处理策略及其关键环节；对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序；基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间。本发明可实现对机组后撤时间的预测，可用于核电机组事故决策、维修策略制订、状态导向事故规程优化；还可用于机组冷源设计，超设计基准事故安全分析等领域。

Description

一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法
技术领域
本发明涉及核电领域，尤其涉及一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法。
背景技术
从核电站运营开始，水源环境作为最终热阱直接影响着核电机组的安全。尤其是最近，冷源问题的爆发数量呈迅速增长态势，针对日益恶化的水源环境，目前进行了一系列的分析研究和技术改进，但面对变化多样的海洋环境和海生物种仍存在缺陷和不足。
核电机组中，最终热阱海水带走设备冷却水系统(CCW系统)的热量，将核岛系统用户产生的热负荷传递给海水，是机组的最终热阱。若机组功率运行工况下最终热阱全部失去，将使得部分核岛设备不可用；同时余热排出系统(RHR)也将失去冷却，机组将不能过渡到余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RHR)。若最终热阱故障一直存在，冷源无法恢复，机组将从功率运行后撤到后备模式，此时的后备模式为具有余热排出系统连接条件的蒸发器冷却正常停堆模式(NS/SG)。
对于最终热阱全部失去的事故，核电机组用换料水箱通过喷淋系统试验管线、安全壳喷淋泵和安全壳喷淋热交换器构成冷却回路以冷却CCW系统。该环节的冷却效果对于机组后撤时间具有较大影响。而研究后撤时间分析方法，得到机组在事故下达到后备模式所必需的时间，从而确定为了诊断、控制和修复设备(如果可能)而进行分析评价所需的最短时间，对于采取缓解措施或修复设备与执行后撤行动具有重要意义。此外，后撤时间及后撤过程重要环节的分析，也可用于事故处理规程的设计、优化，超设计基准事故的安全分析等。
目前有部分核电机组(例如CPR1000核电机组)引入了基于状态导向的事故处理规程(State Oriented Procedures，SOP)，选择六个状态功能参数(反应堆次临界度、一回路水装量、一回路压力和温度、蒸汽发生器的水装量、蒸汽发生器的完整性以及安全壳的完整性)来确定核电事故处理策略。在实际运行过程中，对于出现的事故，SOP在检测处理的过程中，会不断地对上述六个状态功能参数进行判断，并将结果反馈给操作员，操作员再根据反馈的数据进行事故定向，并修正事故处理策略。对于失去最终热阱事故，目前的SOP程序操作单中CCW系统热负荷切除操作多，不同的切除顺序对规程导向影响大，并导致不同的机组后撤时间。目前没有基于SOP规程的事故处理重要环节换料水箱冷却CCW系统效果的全面分析，没有基于SOP规程的后撤时间分析方法。
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缺陷，提供一种核电机组功率运行失去最终热阱的处理方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，包括：
分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱的事故的处理策略及其关键环节；
对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序；
基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，机组功率运行失去最终热阱的处理策略包括：
根据最终热阱完全失去对应的报警进入导向与稳定环节，并导向到一回路运行状态控制程序，在该程序的初始定向环节，将完成CCW系统主要热负荷的分段切除；
若在初始定向环节，未切除CCW系统主要热负荷或在切除主要热负荷过程中，CCW系统水温高于预定温度，则将三个环路的主泵停运，机组在自然循环下后撤到后备模式；
若从初始定向环节一直到机组降温到后备模式对应温度过程中，CCW系统水温均低于预定温度，则保持一个环路的主泵运行，同时投运安全壳喷淋泵试验管线，借助换料水箱的热容量冷却CCW系统，机组进入强迫循环模式，在强迫循环的降温降压环节中，如果CCW系统温度达到预定温度，则重新进入导向与稳定环节，在自然循环下后撤到后备模式。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，所述的对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析具体包括；
基于机组的实际管路特性和热用户特性，对CCW系统及其热用户系统进行建模；
在同样的时间段内分别完成两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷的切除并投运换料水箱冷却CCW系统，分别得到CCW系统水温达到预定温度的时间，根据该时间确定两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷对后撤时间的敏感性。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，所述的计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间包括：
基于CCW系统及其热用户系统的模型，计算机组功率运行失去最终热阱时，若不切除CCW系统的主要热负荷，CCW系统温度达到预定温度的时间Tlimit；
计算机组功率运行失去最终热阱时，若在时间Tlimit内切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统，CCW系统温度达到预定温度的时间Tc；
计算机组功率运行失去最终热阱时，机组在强迫循环下达到后备模式的时间t1；
计算机组功率运行失去最终热阱时，机组在自然循环下达到后备模式的时间t2；
计算机组功率运行失去最终热阱时，CCW系统初始温度低于预定温度，机组降温降压过程中CCW系统温度达到预定温度时，机组达到后备模式的时间t3；
根据时间t1、时间t2、时间t3、时间Tlimit、时间Tc确定机组后撤时间。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，所述的根据时间t1、时间t2、时间t3、时间Tlimit、时间Tc确定机组后撤时间包括：
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间大于时间Tlimit，则机组后撤时间为t2；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＞t1-T4，则后撤时间为t1；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＜t1-T4，则后撤时间为t3。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，时间t1、时间t2、时间t3的计算如下：
Figure GDA0002179790880000051
Figure GDA0002179790880000052
Figure GDA0002179790880000053
其中，Ts代表机组功率运行时的一回路冷却剂平均温度，Ttarget代表机组达到后备模式时的一回路冷却剂平均温度，Tavgc代表CCW系统温度达到预定温度时的一回路冷却剂平均温度，T1代表机组在强迫循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间；T2代表机组在自然循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间；T3代表机组先后在强迫循环、自然循环下达到后备模式过程中，降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间；T4代表机组一直在强迫循环下降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间，K1代表强迫循环时的冷却速度，K2代表自然循环时的冷却速度。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，所述的根据敏感性分析结果分析关键环节主要热负荷的切除顺序具体为：按照各个主要热负荷对后撤时间的敏感性从高到低的顺序切除各个主要热负荷。
在本发明所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法中，预定温度为55℃。
实施本发明的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，具有以下有益效果：本发明首先分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱的处理策略及其关键环节，然后对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序，最后基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间，实现对机组后撤时间的预测，可用于核电机组事故决策、维修策略制订、状态导向事故规程优化；还可用于机组冷源设计，超设计基准事故安全分析等领域。
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的前提下，还可以根据提供的附图获得其他的附图：
图1是本发明的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法流程图；
图2是较佳实施例提供的引进SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱事故的处理策略图；
图3为本发明中CCW系统及其热负荷系统的模型节点图；
图4为本发明的切除两机组共用负荷，实现换料水箱冷却CCW系统，CCW系统水温达到预定温度时的时间的示意图；
图5为本发明的切除乏燃料冷却热交换器热负荷，实现换料水箱冷却CCW系统，CCW系统水温达到预定温度时的时间的示意图；
图6为本发明的切除核岛冷冻水机组热负荷，实现换料水箱冷却CCW系统，CCW系统水温达到预定温度时的时间的示意图；
图7为本发明的依次切除两机组共用负荷、乏燃料冷却热交换器热负荷、核岛冷冻水机组热负荷，实现换料水箱冷却CCW系统，CCW系统水温达到预定温度时的时间的示意图。
具体实施方式
为了便于理解本发明，下面将参照相关附图对本发明进行更全面的描述。附图中给出了本发明的典型实施例。但是，本发明可以以许多不同的形式来实现，并不限于本文所描述的实施例。相反地，提供这些实施例的目的是使对本发明的公开内容更加透彻全面。
除非另有定义，本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本发明的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本发明的说明书中所使用的术语只是为了描述具体的实施例的目的，不是旨在于限制本发明。
为了更好的理解本发明的技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对本发明的技术方案进行详细的说明，应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。
参考图1，本发明的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法包括：
S100、分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱的事故的处理策略及其关键环节。
由于引进的SOP规程是基于状态导向的，是针对多个事故的综合应对策略，那么针对确定的最终热阱失去事故，需要首先分析此时该SOP规程的处理策略。
S200、对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序；
处理策略的关键环节(用换料水箱冷却CCW系统)里面操作很多，有些切除顺序是不适合机组的，同时缺少对于切除时间的明确要求，需要建模进行详细分析；操纵员不了解主要热负荷的切除顺序和切除时间，导致操作不及时，将对机组后撤时间带来较大影响。
S300、基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间。
下面以CPR1000机组为例详细解释说明各个步骤。
关于步骤S100：
步骤S100中机组功率运行失去最终热阱的处理策略分为两种情况，具体的，处理策略包括：
机组功率运行失去最终热阱时，根据最终热阱完全失去对应的报警进入导向与稳定环节，并导向到一回路运行状态控制程序，在该程序的初始定向环节，将完成CCW系统主要热负荷的分段切除；
第一种情况，在初始定向环节，未切除CCW系统主要热负荷或在切除主要热负荷过程中，CCW系统水温高于预定温度，则将三个环路的主泵(反应堆冷却剂泵)停运，机组在自然循环下后撤到后备模式，如图中Path1所示。
第二种情况，从初始定向环节一直到机组降温到后备模式对应温度过程中，CCW系统水温均低于预定温度，则保持一个环路的主泵运行，同时投运安全壳喷淋泵试验管线，借助换料水箱的热容量冷却CCW系统，机组进入强迫循环模式，在强迫循环的机组降温降压环节，如果CCW系统温度达到预定温度，则重新进入导向与稳定环节以跳至自然循环下后撤到后备模式，如图中Path3所示，否则继续在强迫循环下后撤到后备模式，如图中Path2所示。
例如，参考图2，下面以CPR1000机组为例详细说明本发明的处理策略。
机组功率运行失去最终热阱时，最终热阱完全失去对应的报警进入导向与稳定环节，并导向到一回路运行状态控制程序，在该程序的初始定向环节，将完成CCW系统主要热负荷的分段切除。若从初始定向环节一直到机组降温到后备模式对应温度过程中，CCW系统水温均低于预定温度，例如55℃，则一个环路的主泵运行，同时投运安全壳喷淋泵试验管线，借助换料水箱的热容量冷却CCW系统，机组在强迫循环下后撤到后备模式，具体的：导向到该程序的序列4，序列4的目标是以冷却速度K1(例如56℃/h)冷却并将一回路降压以达到中间停堆状态，防止在压力容器顶部形成汽腔，若达到中间停堆状态，热阱故障仍没有恢复，但CCW系统温度仍低于55℃，则导向到余热排出系统连接时一回路运行状态控制程序，通过该程序的序列5，过渡到蒸发器冷却并通过蒸发器稳定。
若在初始定向环节，未切除CCW系统主要热负荷或在切除主要热负荷过程中，CCW系统水温高于55℃，则停运三个环路的主泵，机组在自然循环下后撤到后备模式，具体的：导向到该程序的序列4，序列4的目标是以冷却速度K1(例如14℃/h)冷却并将一回路降压以达到中间停堆状态，防止在压力容器顶部形成汽腔，若达到中间停堆状态，热阱故障仍没有恢复，化学与容积控制系统上充泵停运，将导向到该程序的序列5，利用水压试验泵过渡到中间停堆。
需要理解的是，以上提到的程序或者程序中的序列，为SOP规程中的已有程序或者序列。
关于步骤S200：
CCW系统的主要热负荷包括两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组等，步骤S200中所述的对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析具体包括；
首先，采用轻水堆最佳估算程序RELAP5，基于机组的实际管路特性和热用户特性，对CCW系统及其热用户系统进行建模；其中，建模分析过程中，CCW系统主要热负荷大小、换料水箱初始水温、设备冷却水初始温度等数据均选取自CPR1000机组功率运行工况下的数据。
例如，参考图3，CCW系统及其热用户系统的模型节点如图3所示。其中，105为换料水箱；110安全壳喷淋泵入口；115为安全壳喷淋泵；120为安全壳喷淋泵出口；130为安全壳喷淋热交换器；140为安全壳喷淋热交换器出口；150为安全壳喷淋泵试验管线；205为设备冷却水系统水箱；230为安全壳喷淋热交换器CCW侧；240为设备冷却水系统其它热用户的CCW侧；242为设备冷却水系统其它热用户热交换器入口；244为设备冷却水系统其它热用户热交换器出口；250为核岛冷冻水热交换器CCW侧；252为核岛冷冻水热交换器CCW侧入口；254为核岛冷冻水热交换器CCW侧出口；255为CCW系统水泵；260为乏燃料冷却热交换器CCW侧；262为乏燃料冷却热交换器CCW侧入口；264为乏燃料冷却热交换器CCW侧出口；270为两机组共用热负荷热交换器CCW侧；272为两机组共用热负荷热交换器CCW侧入口；274为两机组共用热负荷热交换器CCW侧出口；280为CCW系统热交换器CCW侧。
然后，在同样的时间段内分别完成两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷的切除并投运换料水箱冷却CCW系统，分别得到CCW系统水温达到预定温度的时间，根据该时间确定两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷对后撤时间的敏感性。
例如，操纵员在10分钟内完成一回路运行状态控制程序的初始定向环节，并在同样的时间段内分别完成两机组共用负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷的切除，然后投运换料水箱冷却CCW系统，如图4-6所示，这三种热负荷切除情形下CCW系统水温达到55℃的预定温度的时间分别为34.7min、20.2min、19.5min，时间越长意味着对后撤时间的敏感性越高，所以对后撤时间的敏感性由高到低为：两机组共用负荷、乏燃料冷却热交换器、核岛冷冻水机组热负荷。按照敏感性从高到低的顺序依次切除上述3个重要热负荷，CCW系统水温达到55℃时的时间为3.54h，如图7所示。
关于步骤S300：
步骤S300中所述的计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间包括：
S310、采用轻水堆最佳估算程序RELAP5，基于CCW系统及其热用户系统的模型，计算机组功率运行失去最终热阱时，若不切除CCW系统的主要热负荷，CCW系统温度达到55℃的预定温度的时间Tlimit；
S320、计算机组功率运行失去最终热阱时，若在时间Tlimit内切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统，CCW系统温度达到55℃的预定温度的时间Tc；
S330、对于机组功率运行失去最终热阱时，机组在强迫循环下达到后备模式的情况，根据SOP规程应对策略及SOP规程各环节的执行时间，计算时间t1，
Figure GDA0002179790880000111
其中，T1代表机组在强迫循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间，Ts代表机组功率运行时的一回路冷却剂平均温度，Ttarget代表达到后备模式时的一回路冷却剂平均温度，K1代表强迫循环时的冷却速度。对于CPR1000机组，一般K1为56℃/h，Ts为310℃，T1为1h。
S340、对于机组功率运行失去最终热阱时，机组在自然循环下达到后备模式的情况，根据SOP规程应对策略及SOP规程各环节的执行时间，计算时间t2，
Figure GDA0002179790880000121
T2代表机组在自然循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间，K2代表自然循环时的冷却速度。对于CPR1000机组，一般K2为14℃/h，T2为2/3h。
S350、对于机组功率运行失去最终热阱时，CCW系统初始温度低于55℃的预定温度，机组强迫循环下降温降压，在该过程中CCW系统温度达到55℃的预定温度，机组进而在自然循环下达到后备模式的工况，根据SOP规程应对策略及SOP规程各环节的执行时间，计算时间t3，
Figure GDA0002179790880000122
Tavgc代表CCW系统温度达到55℃的预定温度时的一回路冷却剂平均温度，T3代表机组先后在强迫循环、自然循环下达到后备模式过程中，降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间，一般为1/3h。
S360、根据时间Tlimit、时间t1、时间t2、时间t3、时间Tc确定机组后撤时间。
其中，步骤S360所述的根据时间t1、时间t2、时间t3、时间Tlimit、时间Tc确定机组后撤时间包括：
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间大于时间Tlimit，则机组后撤时间为t2；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＞t1-T4，则后撤时间为t1；T4代表机组一直在强迫循环下降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间，一般为2/3h；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＜t1-T4，则后撤时间为t3。
综上所述，实施本发明的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，具有以下有益效果：本发明首先分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱事故的处理策略及其关键环节，然后对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序，最后基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间，实现对机组后撤时间的预测，可用于核电机组事故决策、维修策略制订、状态导向事故规程优化；还可用于机组冷源设计，超设计基准事故安全分析等领域。
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 (7)

1.一种核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，包括：
分析SOP规程对于机组功率运行失去最终热阱的事故的处理策略及其关键环节；
对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析，根据敏感性分析结果确定关键环节主要热负荷的切除顺序；
基于事故处理过程和主要热负荷的切除顺序，计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间；
其中，机组功率运行失去最终热阱的处理策略包括：
根据最终热阱完全失去对应的报警进入导向与稳定环节，并导向到一回路运行状态控制程序，在该程序的初始定向环节，将完成CCW系统主要热负荷的分段切除；
若在初始定向环节，未切除CCW系统主要热负荷或在切除主要热负荷过程中，CCW系统水温高于预定温度，则将三个环路的主泵停运，机组在自然循环下后撤到后备模式；
若从初始定向环节一直到机组降温到后备模式对应温度过程中，CCW系统水温均低于预定温度，则保持一个环路的主泵运行，同时投运安全壳喷淋泵试验管线，借助换料水箱的热容量冷却CCW系统，机组进入强迫循环模式，在强迫循环的降温降压环节中，如果CCW系统温度达到预定温度，则重新进入导向与稳定环节，在自然循环下后撤到后备模式。
2.根据权利要求1所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，所述的对关键环节进行建模，基于建立的模型对CCW系统的主要热负荷进行敏感性分析具体包括；
基于机组的实际管路特性和热用户特性，对CCW系统及其热用户系统进行建模；
在同样的时间段内分别完成两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器和核岛冷冻水机组热负荷的切除并投运换料水箱冷却CCW系统，分别得到CCW系统水温达到预定温度的时间，根据该时间确定两机组共用热负荷、乏燃料冷却热交换器和核岛冷冻水机组热负荷对后撤时间的敏感性。
3.根据权利要求1所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，所述的计算机组后撤过程中的主要时间参数并得到机组在不同情况下的后撤时间包括：
基于CCW系统及其热用户系统的模型，计算机组功率运行失去最终热阱时，若不切除CCW系统的主要热负荷，CCW系统温度达到预定温度的时间Tlimit；
计算机组功率运行失去最终热阱时，若在时间Tlimit内切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统，CCW系统温度达到预定温度的时间Tc；
计算机组功率运行失去最终热阱时，机组在强迫循环下达到后备模式的时间t1；
计算机组功率运行失去最终热阱时，机组在自然循环下达到后备模式的时间t2；
计算机组功率运行失去最终热阱时，CCW系统初始温度低于预定温度，机组降温降压过程中CCW系统温度达到预定温度时，机组达到后备模式的时间t3；
根据时间t1、时间t2、时间t3、时间Tlimit和时间Tc确定机组后撤时间。
4.根据权利要求3所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，所述的根据时间t1、时间t2、时间t3、时间Tlimit和时间Tc确定机组后撤时间包括：
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间大于时间Tlimit，则机组后撤时间为t2；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＞t1-T4，则后撤时间为t1；
若操纵员从开始执行SOP规程到切除CCW系统主要热负荷并投运换料水箱冷却CCW系统的时间小于时间Tlimit，且tc＜t1-T4，则后撤时间为t3。
5.根据权利要求3所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，时间t1、时间t2、时间t3的计算如下：
Figure FDA0002278668680000031
Figure FDA0002278668680000032
Figure FDA0002278668680000033
其中，Ts代表机组功率运行时的一回路冷却剂平均温度，Ttarget代表机组达到后备模式时的一回路冷却剂平均温度，Tavgc代表CCW系统温度达到预定温度时的一回路冷却剂平均温度，T1代表机组在强迫循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间；T2代表机组在自然循环下达到后备模式过程中，除SOP规程中降温降压环节外其他各环节的执行时间；T3代表机组先后在强迫循环、自然循环下达到后备模式过程中，降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间；T4代表机组一直在强迫循环下降温到Ttarget之后的SOP规程中各环节的执行时间，K1代表强迫循环时的冷却速度，K2代表自然循环时的冷却速度。
6.根据权利要求1所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，所述的根据敏感性分析结果分析关键环节主要热负荷的切除顺序具体为：按照各个主要热负荷对后撤时间的敏感性从高到低的顺序切除各个主要热负荷。
7.根据权利要求1所述的核电机组功率运行失去最终热阱的后撤时间分析方法，其特征在于，预定温度为55℃。
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