CN110718313B - 一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法 - Google Patents

一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，包括以下步骤：S1、获取核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息；S2、计算得到使能信号；S3、求取故障蒸汽发生器饱和温度；S4、基于使能信号和故障蒸汽发生器饱和温度，得到温控系统的温度设定值；S5、根据温度设定值，温控系统控制蒸汽排放阀的开度值，以对一回路进行降温；S6、获取冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否满足过冷度要求，若满足，则结束自动降温，否则返回步骤S1。与现有技术相比，本发明通过获取核电站仪控系统的监测数据，并对监测数据进行计算处理，能够自动快速得到温控系统温度设定值，避免了人工操作的不准确性，提高了应急处理速度。

Description

一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法
技术领域
本发明涉及核电站蒸汽发生器事故处理技术领域，尤其是涉及一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法。
背景技术
核电站在发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，需要立即停堆，但此时反应堆堆芯内还有大量余热，为避免热量在堆芯的聚集、确保燃料芯块及燃料包壳在其设计工作温度限值内，需要依靠冷却剂流经堆芯，以将热量从堆芯导出，目前的应急处理方法是由操作员执行应急运行规程，对专设的动作情况确认完毕后，依据事故征兆，对故障蒸汽发生器加以识别、隔离，首先终止蒸汽发生器对环境大气的直接排放，随后通过手动设置温控系统的温度设定值，利用冷却剂温度改变蒸汽排放阀的阀门开度，以降低一回路的温度，保证冷却的有效性。
传统的应急处理方式采用操作员手动操作，尽管操作员采用的是同一个应急处理操作规程，引入的事故大小也相同，但是不同的操作员对事故处理的反应速度和操作结果也极为不同，无法及时、可靠、准确地实现自动降温的目的。
发明内容
本发明的目的就是为了克服上述现有技术存在的缺陷而提供一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法。
本发明的目的可以通过以下技术方案来实现：一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息；
S2、根据核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息，计算得到使能信号；
S3、根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，求取故障蒸汽发生器饱和温度；
S4、基于使能信号和故障蒸汽发生器饱和温度，得到温控系统的温度设定值；
S5、根据温度设定值，温控系统控制蒸汽排放阀的开度值，以对一回路进行降温；
S6、获取冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否满足过冷度要求，若满足，则结束自动降温，否则返回步骤S1。
进一步地，所述步骤S1中核电站故障信息包括停堆信号和传热管破裂信号，蒸汽发生器隔离信息包括主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号、排污阀关闭信号。
进一步地，所述步骤S1中核电站故障信息的信号值是对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算后得到的，当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时，核电站故障信息为“1”，否则核电站故障信息为“0”；
蒸汽发生器隔离信息的信号值是对主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号进行逻辑与计算后得到的，当主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号均为“1”时，蒸汽发生器隔离信息为“1”，否则蒸汽发生器隔离信息为“0”。
进一步地，所述步骤S2具体是对核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息进行逻辑与计算，以得到使能信号，当核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息均为“1”时，使能信号为“1”，否则使能信号为“0”。
进一步地，所述步骤S3具体包括以下步骤：
S31、基于蒸汽发生器不同压力及对应的饱和温度，通过数据拟合方法，得到蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数；
S32、获取故障蒸汽发生器二次侧压力，根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，求取故障蒸汽发生器饱和温度。
进一步地，所述步骤S4具体包括以下步骤：
S41、以使能信号作为切换条件，当使能信号为“1”，则执行步骤S42，否则执行步骤S43；
S42、将故障蒸汽发生器饱和温度值设置为温控系统的温度设定值；
S43、将零负荷下反应堆冷却剂平均温度值设置为温控系统的温度设定值。
进一步地，所述步骤S6具体包括以下步骤：
S61、获取冷却剂平均温度；
S62、计算过冷度偏差：
TP＝Tav-(T2-Ts)
其中，TP表示过冷度偏差，Tav表示冷却剂平均温度，T2表示故障蒸汽发生器饱和温度，Ts表示过冷度标准值；
S63、判断过冷度偏差是否满足要求：
-δ＜TP＜+δ
其中，δ表示过冷度波动裕度；
S64、若过冷度偏差TP满足步骤S63中的要求，则说明冷却剂平均温度达到过冷度要求，结束自动降温，否则说明冷却度平均温度未达到过冷度要求，返回步骤S1，继续进一步的降温过程。
进一步地，所述步骤S63中过冷度波动裕度δ＝0.5。
与现有技术相比，本发明具有以下优点：
一、本发明将停堆信号和传热管破裂信号的逻辑与计算结果作为使能信号，并以该使能信号作为切换条件，能够准确快速地设置温控系统的温度设定值，不影响温控系统的正常运行，实用性高。
二、本发明以反应堆冷却剂温度达到过冷度要求为降温目标，将故障蒸汽发生器压力对应下的饱和温度作为温度控制系统的温度设定值，能够可靠地对核电站一回路进行自动降温，避免了人工操作的不准确性，同时提高了应急处理的速度。
附图说明
图1为本发明的方法流程图；
图2为实施例中实现降温控制方法的系统示意图；
图3为实施例中降温控制方法的逻辑结构图。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。
如图1所示，一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息；
S2、根据核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息，计算得到使能信号；
S3、根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，求取故障蒸汽发生器饱和温度；
S4、基于使能信号和故障蒸汽发生器饱和温度，得到温控系统的温度设定值；
S5、根据温度设定值，温控系统控制蒸汽排放阀的开度值，以对一回路进行降温；
S6、获取冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否满足过冷度要求，若满足，则结束自动降温，否则返回步骤S1。
如图2所示，本实施例通过核电站仪控系统读取监测数据，在NETCONTROL系统平台上进行传热管破裂事故后核电站一回路自动降温控制逻辑的程序编写，利用OPC通信实现NETCONTROL系统程序和核电站仪控系统相互通信，具体是以OPC作为通信工具，在NETCONTROL系统中建立与所获取的监测点相应的变量数据库，并设置输入、输出以及中间变量组。在设置完成变量组的基础上，根据自动降温控制方法的逻辑关系，在NETCONTROL系统中编辑脚本程序，最终实现蒸汽发生器传热管破裂事故后应急响应中的自动降温控制。
实施例中降温控制方法的逻辑结构如图3所示，具体应用过程包括：
步骤一，通过OPC获取核电站数字化仪控系统中各监测点的状态，由NETCONTROL系统程序判断使能信号Q的状态：
通过在线监测，以分别获取故障诊断系统中蒸汽发生器传热管破裂信号监测点U状态、停堆信号S监测点状态、主蒸汽隔离阀D1监测点状态、汽动辅助给水泵供汽阀门D2监测点状态和排污阀D3监测点状态，
当蒸汽发生器传热管破裂时，U＝1；否则，U＝0；
当核反应堆停堆时，S＝1；否则，S＝0；
当主蒸汽隔离阀关闭时，D1＝1；否则，D1＝0；
当汽动辅助给水泵供汽阀关闭时，D2＝1；否则，D2＝0；
当排污阀关闭时，D3＝1；否则，D3＝0；
当U＝1&S＝1&D1＝1&D2＝1&D3＝1时，使能信号Q＝1；否则，使能信号Q＝0。
步骤二，通过OPC获取核电站数字化仪控系统中已被隔离的故障蒸汽发生器二次侧压力值，根据NETCONTROL系统程序中已有的蒸汽发生器压力和饱和温度关系函数，计算出故障蒸汽发生器饱和温度T2：
根据表1所示的压力范围在6.5MPa至16MPa下的蒸汽发生器压力与饱和温度对照数据，对数据进行拟合，得到蒸汽发生器压力和饱和温度关系函数：
F(x)＝6.535x5-0.004529x4+0.1325x3-2.194x2+26.33x+173.4
其中：x为蒸汽发生器压力，F(x)为蒸汽发生器压力对应下的饱和温度；
表1
本实施例之所以将蒸汽发生器压力范围选取在6.5MPa至16MPa，是由于稳压器正常工作的压力为15.4MPa、蒸汽发生器正常工作的压力为6.51MPa；
之后将获取的故障蒸汽发生器二次侧压力作为x，代入F(x)，计算得到故障蒸汽发生器饱和温度T2。
步骤三，通过在NETCONTROL系统程序中增设切换开关，以使能信号Q的状态为触发条件，OPC作为通讯工具，确定核电站数字化仪控系统中温度控制系统的温度设定值，以进行自动降温：
当Q＝1时，Tref2＝T2；
当Q＝0时，Tref2＝291.4℃；
其中，Q为使能信号，Tref2为温度控制系统设定值，T2为故障蒸汽发生器饱和温度，291.4℃为零负荷核反应堆冷却剂平均温度，
在温控系统中，当核反应堆紧急停堆时，蒸汽排放阀可由核反应堆冷却剂温度控制。如图3中温度控制系统部分所示，“汽轮机压力”信号是反映汽轮机负荷的“宽量程”压力信号，在汽轮机脱扣的情况下(C8信号)，该测量值由零负荷P0代替，“功率设定值”为转换到厂用电负荷运行或汽轮机脱扣的最终功率设定值，选择这两个值中较高的一个值，经过函数发生器GF1的运算产生冷却剂平均温度设定值Tref1；
测量值Tav在经过超前滞后补偿后，分别与设定值Tref1和Tref2相比较产生两个偏差信号Te1和Te2；
Te1作用于温度控制模式无核反应堆紧急停堆时，Te2作用于温度控制模式有核反应堆紧急停堆时；
(1)当温度控制模式无核反应堆紧急停堆时
函数发生器GF2产生温度修正值，输入为功率偏差，输出为温度偏差；
函数发生器GF3根据温度偏差值产生蒸汽排放阀门开度修正值；
函数发生器GF4根据温差Te1产生蒸汽排放阀门开度值；GF4的死区范围为-3℃～3℃。死区的作用是为了避免用控制棒就很容易控制的瞬态而启动蒸汽排放阀，特性曲线斜率为8.5％·℃-1，输出最大信号为总的阀门开度全开；
GF4的输出与GF3输出求和，然后提供给凝汽器蒸汽排放阀按比例开启信号；
(2)当温度控制模式有核反应堆紧急停堆时
函数发生器GF5为紧急停堆时的蒸汽排放阀开度程序，通过温差Te2决定蒸汽排放阀门开度(％)，
函数发生器GF6---GF10分别为第1组到第3组的阀门开度程序，纵坐标为组阀门开度，横坐标为总的阀门开度，其根据控制信号按顺序打开蒸汽排放阀。
本实施例是在有核反应堆紧急停堆的情况下应用的，因此会通过温差Te2决定蒸汽排放阀门开度，从而达到自动降温的目的。
步骤四，通过反应堆冷却剂平均温度与蒸汽发生器工质饱和温度的温差，判断反应堆冷却剂平均温度是否达到过冷度要求：
TP＝Tav-(T2-22℃)
当|TP|＜δ时，表明反应堆冷却剂平均温度达到过冷度，结束自动降温过程；
当|TP|＞δ时，表明反应堆冷却剂平均温度未达到过冷度，继续进一步自动降温过程；
其中，TP表示过冷度偏差，Tav表示冷却剂平均温度，T2表示故障蒸汽发生器饱和温度，实施例中过冷度标准值为22℃，由图3的给定值信号发生器设置输出，表示根据核电站蒸汽发生器传热管破裂事故的应急操作规程规定，将冷却剂温度下降到比蒸汽发生器饱和温度低22℃，δ表示过冷度波动裕度，本实施例的过冷度波动裕度δ＝0.5，该过程可通过NETCONTROL系统平台编写程序，以判断反应堆冷却剂平均温度是否达到过冷度。
综上所述，本发明以停堆信号和传热管破裂信号作为触发条件，计算得到使能信号，之后以使能信号作为切换开关，结合故障蒸汽发生器饱和温度，自动切换设置温控系统的温度设定值，从而快速、准确地对核电站一回路进行降温，减少了操作员人工操作处理可能产生的失误。

Claims (3)

1.一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、获取核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息；
S2、根据核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息，计算得到使能信号；
S3、根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，求取故障蒸汽发生器饱和温度；
S4、基于使能信号和故障蒸汽发生器饱和温度，得到温控系统的温度设定值；
S5、根据温度设定值，温控系统控制蒸汽排放阀的开度值，以对一回路进行降温；
S6、获取冷却剂平均温度，判断冷却剂平均温度是否满足过冷度要求，若满足，则结束自动降温，否则返回步骤S1；
所述步骤S1中核电站故障信息包括停堆信号和传热管破裂信号，蒸汽发生器隔离信息包括主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号、排污阀关闭信号；
所述步骤S1中核电站故障信息的信号值是对停堆信号和传热管破裂信号进行逻辑与计算后得到的，当停堆信号和传热管破裂信号均为“1”时，核电站故障信息为“1”，否则核电站故障信息为“0”；
蒸汽发生器隔离信息的信号值是对主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号进行逻辑与计算后得到的，当主蒸汽隔离阀关闭信号、汽动辅助给水泵供汽阀关闭信号和排污阀关闭信号均为“1”时，蒸汽发生器隔离信息为“1”，否则蒸汽发生器隔离信息为“0”；
所述步骤S2具体是对核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息进行逻辑与计算，以得到使能信号，当核电站故障信息和蒸汽发生器隔离信息均为“1”时，使能信号为“1”，否则使能信号为“0”；
所述步骤S3具体包括以下步骤：
S31、基于蒸汽发生器不同压力及对应的饱和温度，通过数据拟合方法，得到蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数；
S32、获取故障蒸汽发生器二次侧压力，根据蒸汽发生器压力与饱和温度的关系函数，求取故障蒸汽发生器饱和温度；
所述步骤S4具体包括以下步骤：
S41、以使能信号作为切换条件，当使能信号为“1”，则执行步骤S42，否则执行步骤S43；
S42、将故障蒸汽发生器饱和温度值设置为温控系统的温度设定值；
S43、将零负荷下反应堆冷却剂平均温度值设置为温控系统的温度设定值。
2.根据权利要求1所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，其特征在于，所述步骤S6具体包括以下步骤：
S61、获取冷却剂平均温度；
S62、计算过冷度偏差：
TP＝Tav-(T2-Ts)
其中，TP表示过冷度偏差，Tav表示冷却剂平均温度，T2表示故障蒸汽发生器饱和温度，Ts表示过冷度标准值；
S63、判断过冷度偏差是否满足要求：
-δ＜TP＜+δ
其中，δ表示过冷度波动裕度；
S64、若过冷度偏差TP满足步骤S63中的要求，则结束自动降温，否则返回步骤S1，继续进一步的降温过程。
3.根据权利要求2所述的一种传热管破裂事故下核电站一回路降温控制方法，其特征在于，所述步骤S63中过冷度波动裕度δ＝0.5。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111561690B (zh) * 2020-05-18 2021-12-21 中国核动力研究设计院 应对所有蒸汽发生器二次侧卸压事故的控制方法
CN112731859A (zh) * 2020-11-24 2021-04-30 江苏方天电力技术有限公司 一种cems环保数据传输系统的监测方法
CN112396015B (zh) * 2020-11-26 2024-04-16 岭东核电有限公司 一种用于核电站的核电机组的过冷信号识别方法及装置
CN113421662B (zh) * 2021-06-18 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4612158A (en) * 1982-12-24 1986-09-16 Brown Boveri Reaktor Gmbh Process for controlling leaks between the primary and secondary coolant loops of a pressurized water reactor system
JPH0572378A (ja) * 1991-09-17 1993-03-26 Hitachi Ltd 原子炉故障検出方法及び装置と原子炉出力制御方法及びその装置
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
WO2016063664A1 (ja) * 2014-10-20 2016-04-28 三菱重工業株式会社 原子力発電プラント及び運転方法
GB201604874D0 (en) * 2015-10-22 2016-05-04 China Nuclear Power Eng Co Ltd Adjustment and control method for atmospheric dump valves in nuclear power plants
CN108523272A (zh) * 2018-04-04 2018-09-14 陕西科技大学 一种应用于登山服的加热系统及其工作方法
CN109243639A (zh) * 2018-09-10 2019-01-18 西安交通大学 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5787709B2 (ja) * 2011-10-14 2015-09-30 三菱重工業株式会社 高温ガス炉蒸気発電システム

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4612158A (en) * 1982-12-24 1986-09-16 Brown Boveri Reaktor Gmbh Process for controlling leaks between the primary and secondary coolant loops of a pressurized water reactor system
JPH0572378A (ja) * 1991-09-17 1993-03-26 Hitachi Ltd 原子炉故障検出方法及び装置と原子炉出力制御方法及びその装置
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
WO2016063664A1 (ja) * 2014-10-20 2016-04-28 三菱重工業株式会社 原子力発電プラント及び運転方法
GB201604874D0 (en) * 2015-10-22 2016-05-04 China Nuclear Power Eng Co Ltd Adjustment and control method for atmospheric dump valves in nuclear power plants
CN108523272A (zh) * 2018-04-04 2018-09-14 陕西科技大学 一种应用于登山服的加热系统及其工作方法
CN109243639A (zh) * 2018-09-10 2019-01-18 西安交通大学 核反应堆蒸汽发生器传热管微裂纹泄露量实验装置及方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究;黄芳芝,郑福裕;核动力工程(06);498-501 *

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