CN110534222B - 一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法 - Google Patents

一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法，通过反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统四个方面对电厂设备进行管理，保证完全卸料后乏燃料池的冷却及补水水源；其中，所述反应性控制包括控制乏燃料池硼浓度及燃料装载方式；所述余热导出包括控制乏燃料水池水水装量；确保乏燃料池非能动补给水源可运行；所述放射性屏蔽包括确保放射性气液态排出物辐射监测仪表可运行；所述辅助支持系统包括确保交直流配电系统、乏燃料池气闸门系统及地震监测系统可运行。本发明通过对核电机组完全卸料后的反应性控制、余热导出、放射性屏蔽以及辅助支持系统的监测与控制，极大的提升了AP1000核电机组完全卸料后的核安全性。

Description

一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，具体而言，涉及一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法。
背景技术
压水堆核电厂在其运行一个燃料循环后会进行换料大修。期间会将核燃料组件从反应堆堆芯转移至乏燃料池从而进行燃料组件的更换、暂存。当所有核燃料存放在乏燃料池时核安全的重心由一回路转移至乏燃料池，此时由于保证核安全的电源、水源、气源、冷源部分设备存在维修的需求，如果遭遇地震、海啸、失去外电网电源等灾害或是人为机组控制不当可能导致乏池失冷、失水，进而导致乏池沸腾，随着硼水蒸发，乏燃料组件裸露，余热无法带出，最终导致乏燃料组件融化，包壳破坏后向环境释放大量放射性产物。现行做法是乏燃料池中注入硼水作为乏燃料组件的冷却介质及放射性屏蔽层，所以乏燃料池的核安全控制重点即保证足量的硼水并保证持续冷却。
AP1000核电机组技术规格书中模式的分类没有覆盖所有燃料组件转移到乏燃料池即堆芯完全卸料的情况，状态转换检查单规程中也无完全卸料的检查单。在机组完全卸料的情况下乏燃料池的核安全保证有且仅有技术规格书中的四条规定。这就会产生一个问题，即存在完全卸料后机组状态满足技术规格书要求的情况下，由于非灾害或设备缺陷的其他原因(如设备检修窗口不合理)仍然有乏池失去冷却导致乏池沸腾的可能，这也是电厂运行人员及国家监管当局无法接受的。由于第三代AP1000核电机组是非能动设计且最终冷源为大气，削减了大量设备的同时部分设备脱离核安全相关性而降级，因此设计理念中电源、冷源、气源等支持功能不再与核安全相关。但在完全卸料工况下，当这些支持功能受到威胁时会对乏燃料池的核安全提出挑战。例如在完全卸料工况，技术规格书中不要求ECS(主电源系统)可运行，实际操作时，若真将ECS系统退出运行，则乏燃料池冷却泵将失去动力电源即乏池失去冷却，靠乏池的沸腾蒸发带走乏燃料的热量。
发明内容
为解决上述技术问题，本发明提供一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法，可在确保核安全的基础上大幅提高反应堆操纵员的工作效率。
本发明采用的技术方案是：提供一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法，通过反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统四个方面对电厂设备进行管理，保证完全卸料后乏燃料池的核安全；其中，
所述反应性控制包括控制乏燃料池硼浓度符合核电机组技术规格书要求，使乏池装载方式符合符合核电机组技术规格书要求；
所述余热导出包括控制乏燃料水池水位高出贮存格架顶端至少7.01m的距离；确保乏燃料池非能动补给水源可运行；保证能动乏池补水水源可运行；保证冷源可运行；
所述放射性屏蔽包括确保放射性液态排出流辐射监测仪表可运行，使排出流的放射性水平在允许的限值内；确保放射性气态排出流辐射监测仪表可运行；确保VAS系统、VBS系统、VFS系统、VES系统、WLS系统、WGS系统需可运行；
所述辅助支持系统包括确保ECS系统、1E级直流电源子系统、安全级UPS、配电系统、非1E级直流和不间断电源系统、VTS系统、FPS系统与乏池相关的部分、FHS的气闸门控制系统、地震仪表可运行，确保CAS系统两列、VWS系统两列可运行。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述保证能动乏池补水水源可用包括确保DWS的除盐水可用于补充由于蒸发的乏池水；确保CVS可向乏池补水；确保PCCAWST可通过PCS泵向乏池补水。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述保证冷源可用包括确保SFS系统、RNS系统、CCS系统、SWS系统中的泵及相应热交换器可运行。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述确保放射性液态排出流辐射监测仪表可运行包括确保核岛放射性液体废物排放辐射监测仪、厂用水排放辐射监测仪、常规岛生产废水系统槽式排放总管辐射监测仪、厂址废物处理设施废液排放辐射监测仪、去污和热检修车间废液排放辐射监测仪、流出物/放化实验室废液排放辐射监测仪可运行。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述确保放射性气态排出流辐射监测仪表可运行包括确保VFS-JS-01系统中电厂烟囱正常量程辐射监测仪至少1个通道可运行，确保VFS-JS-02系统中电厂烟囱事故量程辐射监测仪至少1个通道可运行。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，将反应性控制、余热导出、放射性屏蔽以及辅助支持系统中可通过主控室控制操作的关键参数及设备集成显示在同一人机交互界面上。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述人机交互界面包括用于检测显示核电机组辅助支持系统的运行状态和运行参数的辅助支持模块、用于检测显示乏燃料池非能动补水系统的运行状态和运行参数的乏燃料池非能动补水模块、用于检测显示乏池能动冷却及补水系统的运行状态和运行参数的乏池能动冷却及补水模块、用于检测显示放射性监测系统的运行状态和运行参数的放射性监测模块以及用于检测显示通风系统的运行状态和运行参数的通风模块。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述辅助支持模块包括交流电源系统、直流电源系统、全厂压缩空气和仪表空气系统及电气间的空调系统；
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述乏燃料池非能动补水模块的运行状态和运行参数包括乏燃料池硼浓度及取样时间、乏燃料池温度、液位。
在本发明所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法中，所述乏池能动冷却及补水模块包括SFS系统的3个安全壳隔离阀、乏池冷却所需的能动泵、补水路径阀门。
本发明通过对核电机组完全卸料后的反应性控制、余热导出、放射性屏蔽以及辅助支持系统的监测与控制，极大的提升了核电机组完全卸料后的核安全性，同时，通过人机交互界面集成了核电机组在完全卸料工况下核安全相关的关键参数及设备。反应堆操纵员可通过该界面快速定位关于反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统的相关设备及参数，并及时进行干预，在确保核安全的基础上大幅提高反应堆操纵员的工作效率。
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为本发明实施例中乏池装载方式需要满足的条件；
图2为本发明实施例中需要监测的放射性液态排出流辐射监测仪表；
图3和图4为本发明实施例中需要监测的仪表设施；
图5为本发明实施例中人机交互界面的视图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
本发明实施例以AP1000核电机组为例进行说明，本实施例提供一种AP1000核电机组完全卸料后的核安全控制方法，通过反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统四个方面对电厂设备进行管理，保证了完全卸料后乏燃料池的冷却及补水水源。
具体的，所述反应性控制包括：
a)控制乏池硼浓度，当燃料组件储存在乏燃料池，并且从乏燃料池中最后一次燃料组件移动后尚未进行乏燃料池硼浓度确认，乏燃料池硼浓度应应满足AP1000技术规格书的要求，如≥2300ppm。
b)乏池装载方式，任何时间、任何一个需要贮存在乏燃料水池2区贮存格架的燃料组件，需保证2区贮存的每个乏燃料组件初始富集度和燃耗的组合应满足AP1000技术规格书的要求，即图1规定的限制条件。
所述余热导出包括：
a)控制乏池水位，确保乏燃料水池水位应高出贮存格架顶端至少7.01m的距离。实现方法：确认SFS-LT019A/B/C三块仪表液位≥(燃料组件长度+7.01)m。
b)乏池补给水源，确保乏燃料池补给水源应可运行。
(1)当乏燃料池计算的衰变热>4.6MWt并≤7.2MWt时，清洗池需要可运行。实现方法：1)确认SFS-LT020≥4.19m；2)确认SFS-V042、SFS-V045、SFS-V049、SFS-V066、SFS-V068可运行；3)关闭SFS-V042、SFS-V045、SFS-V049；4)开启SFS-V066、SFS-V068完成清洗池与乏池的联通。
(2)当乏燃料池计算的衰变热>5.5MWt并≤7.2MWt时，清洗池和装料池需要可运行。实现方法：1)确认SFS-LT020≥4.19m且SFS-LT022≥13.38m；2)确认SFS-V042、SFS-V045、SFS-V049、SFS-V066、SFS-V068可运行；3)关闭SFS-V042、SFS-V045、SFS-V049；4)开启SFS-V066、SFS-V068完成清洗池与乏池的联通。5)开启装料池与乏池气闸门(FHS-MY-Y02)完成装料池与乏池的联通。
(3)当乏燃料池计算的衰变热>7.2MWt以及计算的反应堆衰变热<6MW时，非能动安全壳冷却水源需要可运行。适用范围：当乏燃料池中储存的燃料计算衰变热>4.6MWt。实现方法：1)确认PCCWST水装量≥2967m32)确认PCS-V009、PCS-V045、PCS-V051可运行并开启根据PCS-FIT039流量表调节补水流量。
c)保证能动乏池补水水源可用。
(1)DWS的除盐水用于补充由于蒸发的乏池水。实现方法：1)确认DWS系统至少一列可运行；2)确认SFS-V050可运行；3)开启SFS-V050即可对乏池补充除盐水。
(2)CVS向乏池补水。实现方法：1)确认CVS至少一列可运行；2)在CVS软操上设置补给硼浓度及补给量；3)先对管线进行冲洗排水至RCDT(防止对乏池误稀释)；4)开启CVS向SFS系统的补水阀CVS-V132；5)启动CVS泵对乏池补水。
(3)PCCAWST通过PCS泵向乏池补水。实现方法：1)确认PCCAWST水装量＞3350m3；2)PCS再循环泵提供PCCWST循环流量＞22.7m3/h；3)确认每台PCS再循环泵从非能动安全壳冷却辅助水箱向PCCWST输送流量>22.7m3/h；
(4)FPS向乏池补水。实现方法：确认FPS两列可运行。
d)保证冷源。
(1)SFS两个系列(包括泵及相应热交换器)需可运行。实现方法：确认SFS-MP-01A及SFS-MP-01B可运行，对应热交换器无检修。
(2)RNS至少一个系列(包括泵及相应热交换器)需可运行。实现方法：确认RNS-MP-01A或RNS-MP-01B可运行，对应热交换器无检修。
(3)CCS两个系列(包括泵及相应热交换器)需可运行。实现方法：确认CCS-MP-01A及CCS-MP-01B需可运行，对应热交换器无检修。
(4)SWS两个系列(包括泵及相应热交换器)需可运行。实现方法：确认SWS-MP-01A及SWS-MP-01B需可运行，对应热交换器无检修。
所述放射性屏蔽包括：
a)放射性液态排出流辐射监测，确保图2中的放射性液态排出流辐射监测仪表是可运行的，排出流的放射性水平在允许的限值内。具体包括确保核岛放射性液体废物排放辐射监测仪、厂用水排放辐射监测仪、常规岛生产废水系统槽式排放总管辐射监测仪、厂址废物处理设施废液排放辐射监测仪、去污和热检修车间废液排放辐射监测仪、流出物/放化实验室废液排放辐射监测仪可运行。
b)放射性气态排出流辐射监测，确保VFS-JS-01(电厂烟囱正常量程辐射监测仪)至少1个通道可运行、VFS-JS-02(电厂烟囱事故量程辐射监测仪)至少1个通道可运行。现有技术在完全卸料后无模式定义，但若乏池出现失水事故，燃料厂房产生的放射性气体将通过VAS通风系统送至电厂烟囱处，若烟囱的辐射监测仪不可用则无法探知向环境的放射性排放量。
c)VAS系统需可运行，为了保持乏池大厅的通风使乏池大厅相对于外界环境微负压。另外还为核岛及辅助厂房电气间进行通风冷却。实现方法：确认VAS系统上全停无检修。
d)VBS系统需可运行，若乏池内燃料组件出现破损放射性溢出的工况，放射性不可控释放前期，VBS可过滤为主控室送风的新风及循环风，保证给操纵员一个控制电厂的安全环境。实现方法：确认VBS系统上无全停检修。
e)VFS系统需可运行，若乏池内燃料组件出现破损放射性溢出的工况，VAS系统可将乏池大厅的放射性气体送至VFS系统，经VFS的高效过滤器净化后排至大气。实现方法：确认VFS系统上无全停检修。
f)VES系统需可运行，若乏池内燃料组件出现破损放射性溢出的工况，放射性不可控释放时，VES系统可保证给操纵员一个控制电厂的安全环境。
g)WLS系统需可运行，当乏池内燃料出现轻微破损时，可通过向WLS排水，同时CVS向乏池补水的方式对乏池换水，保证乏池的放射性指标满足要求。实现方法：确认WLS系统上无检修工作。
h)WGS系统需可运行，接收来自RCDT及WLS系统的废气，经放射性处理后可控排放。实现方法：确认WGS系统上无检修工作
所述辅助支持系统包括：
a)确保ECS系统运行。
(1)一路内电源与一路外电源需可运行，内电源是指两台柴油发电机；外电源是指通过厂用变压器倒送电或辅助变压器供电。
(2)所要求设备的ECS交流配电盘需可运行(可实施再供电)。
(3)需要的能动设备应由同一列电源供电，如CCS、SFS、SWS、RNS系统的运行列应由同一列电源供电。
b)1E级直流电源子系统需可运行，为核安全相关仪表或配电盘供电
c)安全级UPS需可运行，为支持电厂1E级配电子系统。
d)配电系统，直流配电子系统、交流仪表和控制母线配电子系统的必要部分应保持可运行，以支持需要保持可运行状态的设备。
e)非1E级直流和不间断电源系统(EDS)需可运行，为PLS系统及非安全级仪表供电。
f)CAS系统两列需可运行，提供电厂控制所需气源及检修所需气源。实现方法：确认CAS系统无检修。
g)VWS系统两列需可运行，为各个空调系统如VAS及VTS提供冷冻水。实现方法：确认VWS系统上无检修工作。
h)VTS系统需可运行，为常规岛电气间进行通风冷却。实现方法：确认VTS系统上无检修工作。
i)FPS系统与乏池相关的部分需可运行，FPS作为消防系统，需保证乏池大厅的消防探测可运行，且在发生火灾时喷淋管线可以为乏池大厅灭火。实现方法：确认乏池大厅相关的消防及其探测系统无检修。
j)FHS的气闸门控制系统需可运行，乏池与传输池、乏池与装罐池之间的气闸门起到保证乏池水装量的作用，需可运行。实现方法：与气闸门操作相关的设备无检修工作。
k)其他仪表设施、地震仪表可运行，如图3和图4所示。
如图5所示，本实施例还将反应性控制、余热导出、放射性屏蔽以及辅助支持系统中可通过主控室控制操作的关键参数及设备集成显示在同一人机交互界面上。所述人机交互界面包括用于检测显示核电机组辅助支持系统的运行状态和运行参数的辅助支持模块、用于检测显示乏燃料池非能动补水系统的运行状态和运行参数的乏燃料池非能动补水模块、用于检测显示乏池能动冷却及补水系统的运行状态和运行参数的乏池能动冷却及补水模块、用于检测显示放射性监测系统的运行状态和运行参数的放射性监测模块以及用于检测显示通风系统的运行状态和运行参数的通风模块。
所述辅助支持模块包括交流电源系统、直流电源系统、全厂压缩空气和仪表空气系统及为电气间的空调系统。
所述乏燃料池非能动补水模块包括乏燃料池硼浓度及取样时间、乏燃料池温度、液位等核安全关键参数。
所述乏池能动冷却及补水模块包括SFS系统的3个安全壳隔离阀，乏池冷却所需的能动泵、补水路径阀门及流量显示。
所述放射性监测模块包括废气、废液、烟囱及主控室等几处的放射性监测。
所述通风模块包含了乏池大厅通风风机、风门的控制；电气间通风风机、风门的控制；主控室放射性过滤回路控制等。
本发明实施例提供了一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法，通过反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统四个方面对电厂设备进行管理，保证了完全卸料后乏燃料池的冷却及补水水源；同时，通过人机交互界面集成了第三代AP1000核电机组在完全卸料工况下核安全相关的关键参数及设备。反应堆操纵员可通过该界面快速定位关于反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统的相关设备及参数，并及时进行干预，在确保核安全的基础上大幅提高反应堆操纵员的工作效率。
以上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 (8)

1.一种核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，通过反应性控制、余热导出、放射性屏蔽及辅助支持系统四个方面对电厂设备进行管理，保证完全卸料后乏燃料池的核安全；其中，
所述反应性控制包括控制乏燃料池硼浓度符合核电机组技术规格书要求，使乏池装载方式符合核电机组技术规格书要求；
所述余热导出包括控制乏燃料水池水位高出贮存格架顶端至少7.01m的距离；确保乏燃料池非能动补给水源可运行；保证能动乏池补水水源可运行；保证冷源可运行；
所述放射性屏蔽包括确保放射性液态排出流辐射监测仪表可运行，使排出流的放射性水平在允许的限值内；确保放射性气态排出流辐射监测仪表可运行；确保VAS系统、VBS系统、VFS系统、VES系统、WLS系统、WGS系统需可运行；
所述辅助支持系统包括确保ECS系统、1E级直流电源子系统、安全级UPS、直流配电子系统、交流仪表和控制母线配电子系统、非1E级直流和不间断电源系统、VTS系统、FPS系统与乏池相关的部分、FHS的气闸门控制系统、地震仪表可运行，确保CAS系统两列、VWS系统两列可运行。
2.如权利要求1所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述保证能动乏池补水水源可运行包括确保DWS的除盐水可用于对乏池补充除盐水；确保CVS可向乏池补水；确保PCCAWST可通过PCS泵向乏池补水。
3.如权利要求1所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述保证冷源可运行包括确保SFS系统、RNS系统、CCS系统、SWS系统中的泵及相应热交换器可运行。
4.如权利要求1所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述确保放射性液态排出流辐射监测仪表可运行包括确保核岛放射性液体废物排放辐射监测仪、厂用水排放辐射监测仪、常规岛生产废水系统槽式排放总管辐射监测仪、厂址废物处理设施废液排放辐射监测仪、去污和热检修车间废液排放辐射监测仪、流出物/放化实验室废液排放辐射监测仪可运行。
5.如权利要求1所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述确保放射性气态排出流辐射监测仪表可运行包括确保VFS-JS-01系统中电厂烟囱正常量程辐射监测仪至少1个通道可运行，确保VFS-JS-02系统中电厂烟囱事故量程辐射监测仪至少1个通道可运行。
6.如权利要求1所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，将反应性控制、余热导出、放射性屏蔽以及辅助支持系统中可通过主控室控制操作的关键参数及设备集成显示在同一人机交互界面上。
7.如权利要求6所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述人机交互界面包括用于检测显示核电机组辅助支持系统的运行状态和运行参数的辅助支持模块、用于检测显示乏燃料池非能动补水系统的运行状态和运行参数的乏燃料池非能动补水模块、用于检测显示乏池能动冷却及补水系统的运行状态和运行参数的乏池能动冷却及补水模块、用于检测显示放射性监测系统的运行状态和运行参数的放射性监测模块以及用于检测显示通风系统的运行状态和运行参数的通风模块。
8.如权利要求7所述的核电机组完全卸料后的核安全控制方法，其特征在于，所述乏燃料池非能动补水模块的运行状态和运行参数包括乏燃料池硼浓度及取样时间、乏燃料池温度、液位。
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