CN111755139B - 一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，用于核电厂的反应堆的安全壳的压力容器堆顶排气的控制，包括如下步骤：步骤S1：基于压力容器堆顶排气设计来分析压力容器堆顶排气的后果及影响；步骤S2：根据步骤S1的分析结论，制定压力容器堆顶排气热工控制准则；步骤S3：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳排氢控制准则；步骤S4：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳压力控制准则；步骤S5：根据步骤S2、步骤S3、步骤S4，制定压力容器堆顶排气开启条件；步骤S6：确定压力容器堆顶排气控制策略。本发明制定了明确的堆顶排气控制策略的设计方法，保证操纵员在事故工况下及时准确的执行恰当的排气操作。
Description
技术领域
本发明属于核电厂安全设计技术领域，具体涉及一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法。
背景技术
核电厂在发生事故等瞬态工况时，有可能在压力容器顶部形成汽腔。其原因包括一回路冷却或降压速率过快而导致压力容器上封头形成汽腔；或由于压力容器顶部流量过低，导致顶部温度过高而使得冷却剂汽化；事故后安注箱完全排空时可能引入氮气；燃料部分裸露时产生氢气。无论是可凝气体还是不可凝气体，一旦在压力容器顶部形成汽腔，将会严重影响到一回路压力及水位的控制，甚至造成一回路自然循环冷却的中断，从而影响到堆芯的冷却。
在安注终止且反应堆冷却剂系统处于稳定的过冷状态的情况下，如果反应堆压力容器中已经探测到汽腔，并且有必要清除时，操纵员可使用相应的事故处理规程来消除反应堆压力容器中的汽腔，使压力容器重新满水。
如果汽腔的成分是蒸汽，可采取对一回路进行升压或者尝试启动一台主泵的方法以使汽泡凝结，达到消除汽腔的目的。该策略执行完以后，检查压力容器水位测量系统和稳压器水位，如果汽腔仍然存在，则汽腔很可能是由不凝结性气体形成，此时应通过压力容器堆顶排气来消除汽腔。但压力容器堆顶排气的开启势必会对堆芯的热工水力条件造成一定程度的恶化，同时导致安全壳内氢气浓度及压力的上升。如何合理有效地控制压力容器堆顶排气显得尤为重要。
发明内容
事故工况下，安注箱依靠氮气充压的方式将浓硼水快速注入到压力容器内，当安注箱内浓硼水完全排空时，所充氮气可能会进入到压力容器内；另外，事故后堆芯冷却不足时，燃料包壳表面与冷却剂会发生一定程度的锆水反应，从而产生氢气，以上两种情形均可能在上封头形成不可凝气体汽腔。消除压力容器内不可凝气体可通过开启压力容器顶部的堆顶排气系统实现。但压力容器堆顶排气的开启势必会对反应堆冷却剂系统压力、过冷裕度及一回路水装量等热工水力条件造成一定程度的不利影响。同时，排放到卸压箱内的不可凝气体在达到卸压箱的压力上限后，会通过卸压箱爆破阀的开启将堆内不可凝气体直接排放至安全壳内，从而引起安全壳内压力的上升。如果不可凝气体中存在氢气，还会引起壳内氢气浓度的上升，威胁安全壳的完整性。
综上所述，如何合理有效地控制压力容器堆顶排气，成为需解决的主要问题。因此，本发明的目的是提供一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，通过该设计方法所确定的压力容器堆顶排气控制策略可实现核电厂在事故工况下将堆顶气体合理有效地排出。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，用于核电厂的反应堆的安全壳的压力容器堆顶排气的控制，包括如下步骤：
步骤S1：基于所述压力容器堆顶排气设计来分析所述压力容器堆顶排气的后果及影响；
步骤S2：根据所述步骤S1的分析结论，制定压力容器堆顶排气热工控制准则；
步骤S3：根据所述步骤S1的分析结论，制定安全壳排氢控制准则；
步骤S4：根据所述步骤S1的分析结论，制定安全壳压力控制准则；
步骤S5：根据所述步骤S2、所述步骤S3、所述步骤S4，制定压力容器堆顶排气开启条件；
步骤S6：确定压力容器堆顶排气控制策略。
进一步，
在所述步骤S1中，所述压力容器堆顶排气的后果及影响包括两方面：
反应堆冷却剂系统热工条件影响，包括：反应堆冷却剂系统压力、堆芯出口过冷裕度、一回路水装量；
安全壳完整性影响，包括：安全壳压力和安全壳内氢气浓度。
进一步，
在所述步骤S2中，根据所述步骤S1中的所述反应堆冷却剂系统热工条件影响，制定所述压力容器堆顶排气热工控制准则，包括：
第一，设定针对反应堆冷却剂系统压力的第一设定限制，当所述反应堆冷却剂系统压力下降超过所述第一设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气；
第二，设定针对堆芯出口过冷裕度的第二设定限值，当所述堆芯出口过冷裕度低于所述第二设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气；
第三，设定针对稳压器水位的第三设定限值，当所述稳压器水位低于第三设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气。
进一步，
在所述步骤S3中，根据所述压力容器堆顶排气的操作对所述安全壳氢气浓度的影响，通过以下方法制定所述安全壳排氢控制准则：
第一，根据如下理想气体状态方程确定标准温度压力下的安全壳容积V1：
其中：V0/P0/T0代表安全壳的当前容积/压力/温度；
V1/P1/T1代表安全壳的标准容积/压力/温度；
第二，假设安全壳内所允许的最大氢气浓度上限为3％，则安全壳内允许排放的最大氢气体积VH如下所示：
VH＝(3％-CH)*V1
其中：CH代表当前安全壳内的氢气浓度；
第三，根据堆顶排气管道进出口处的压差、堆顶排气系统本身的管道尺寸及阻力系数、当前排放气体的含氢率，即可得到堆顶排氢流量随反应堆冷却剂系统压力的变化值QH；
第四，得到最长堆顶排气时间：
其中：ρ为氢气密度。
进一步，
在所述步骤S4中，根据所述安全壳完整性影响确定所述安全壳压力的上限，作为所述安全壳压力控制准则。
进一步，
在所述步骤S5中，根据所述压力容器堆顶排气热工控制准则、所述安全壳排氢控制准则、所述安全壳压力控制准则制定所述压力容器堆顶排气开启条件，制定所述压力容器堆顶排气开启条件需要确定的内容包括：反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统热段温度、堆芯出口过冷裕度、稳压器水位、安全壳氢气浓度和压力。
进一步，
在所述步骤S6中，所述压力容器堆顶排气控制策略的内容为：
当满足下列任一准则时，则终止所述压力容器堆顶排气：
所述反应堆冷却剂系统压力下降超过所述第一设定限值；
所述堆芯出口过冷裕度低于所述第二设定限值；
所述稳压器水位低于所述第三设定限值；
达到所述最长堆顶排气时间；
所述安全壳压力超过所述安全壳压力的上限；
所述压力容器堆顶排气终止后仍需判断压力容器汽腔是否已完全消失，通过检查所述稳压器水位的变化及压力容器上封头是否满水来确定；若所述稳压器水位变化不正常或压力容器上封头未达满水状态，则将一回路升压至所述压力容器堆顶排气操作前的压力值，并重复所述步骤S2至所述步骤S6的所述压力容器堆顶排气操作，直至所述压力容器汽腔完全消失。
本发明的有益效果在于：
1.本发明提供了一种为自主开发的三代核电机组征兆导向法事故处理规程制定一个明确的堆顶排气控制策略的设计方法，保证了操纵员在事故工况下能够及时准确的执行恰当的排气操作。
2.本发明提供了一种为设计有堆顶排气功能的压水堆核电厂堆顶排气控制策略的设计方法。
3.本发明中堆顶排气控制策略的设计方法解决了事故工况下排出压力容器上封头气体过程中难以建立定量控制准则的技术难题，使得开展准确有效的堆顶排气操作成为可能。
4.通过本发明所提供的方法，可通过所确定的压力容器堆顶排气控制策略从而确定核电厂设计的安全性及完备性，找到设计的相对薄弱环节，从而提高核电厂的安全性和经济性。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的堆顶排氢流量随反应堆冷却剂系统压力变化的示意图；
图2是本发明具体实施方式中所述的一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法的流程示意图；
图3是本发明实施例中二代加压水堆核电厂安全壳内排氢流量随反应堆冷却剂系统压力变化曲线；
图4是本发明实施例中二代加压水堆核电厂允许堆顶排气排放时间的示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1所示，本发明提供的一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，用于核电厂的反应堆的安全壳(也称为“压力容器”)的压力容器堆顶排气(以下压力容器堆顶排气也简称“堆顶排气”或“排气”)的控制，包括如下步骤：
步骤S1：基于压力容器堆顶排气设计来分析压力容器堆顶排气的后果及影响；
步骤S2：根据步骤S1的分析结论，制定压力容器堆顶排气热工控制准则；
步骤S3：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳排氢控制准则；
步骤S4：根据步骤S1的分析结论，制定安全壳压力控制准则；
步骤S5：根据步骤S2、步骤S3、步骤S4，制定压力容器堆顶排气开启条件；
步骤S6：确定压力容器堆顶排气控制策略。
在步骤S1中，压力容器堆顶排气的后果及影响包括两方面：
第一，反应堆冷却剂系统热工条件影响，包括：反应堆冷却剂系统压力、堆芯出口过冷裕度、一回路水装量等；
第二，安全壳完整性影响，包括：安全壳压力和安全壳内氢气浓度等
在步骤S2中，根据步骤S1中的压力容器堆顶排气操作对反应堆冷却剂系统热工条件影响，制定压力容器堆顶排气热工控制准则，包括：
第一，设定针对反应堆冷却剂系统压力的第一设定限制，当反应堆冷却剂系统压力下降超过第一设定限值，则终止压力容器堆顶排气。根据步骤1的后果分析可知：压力容器堆顶排气的开启会引起反应堆冷却剂系统压力的下降，压降过快会对设备产生一定的应力。因此，需限定反应堆冷却剂系统压降上限(第一设定限值)作为终止压力容器堆顶排气的热工控制准则之一。
第二，设定针对堆芯出口过冷裕度的第二设定限值，当堆芯出口过冷裕度低于第二设定限值，则终止压力容器堆顶排气。根据步骤1的后果分析可知：压力容器堆顶排气的开启引起反应堆冷却剂系统压力的下降，在一回路平均温度不变的情况下，会导致堆芯出口过冷裕度的降低。较低的过冷裕度会使冷却剂存在饱和甚至汽化的风险，影响堆芯换热。因此，需限定堆芯出口过冷裕度下限值(第二设定限值)作为终止压力容器堆顶排气的热工控制准则之一。
第三，设定针对稳压器水位的第三设定限值，当稳压器水位低于第三设定限值，则终止压力容器堆顶排气。根据步骤1的后果分析可知：压力容器堆顶排放气体中可能伴随着部分蒸汽通过堆顶排气系统排出，从而导致一回路水装量的损失，最直观的体现是稳压器水位的下降，会导致稳压器丧失压力调节能力。因此，需限定稳压器水位的下限值(第三设定限值)作为终止压力容器堆顶排气的热工控制准则之一。
在步骤S3中，根据压力容器堆顶排气的操作对安全壳氢气浓度的影响，通过以下方法制定安全壳排氢控制准则：
第一，根据如下理想气体状态方程确定标准温度压力下的安全壳容积V1：
其中：V0/P0/T0代表安全壳的当前容积/压力/温度；
V1/P1/T1代表安全壳的标准容积/压力/温度；
第二，假设安全壳内所允许的最大氢气浓度上限为3％，则安全壳内允许排放的最大氢气体积VH如下所示：
VH＝(3％-CH)*V1
其中：CH代表当前安全壳内的氢气浓度；
第三，根据堆顶排气管道进出口处的压差(等于当前反应堆冷却剂系统压力P减去安全壳压力，保守假设安全壳内为常压；堆顶排气管道是指堆顶排气系统的排气管道)、堆顶排气系统本身的管道尺寸及阻力系数等设计参数以及、当前排放气体(主要为氢气、水蒸气等的混合气体)的含氢率，即可得到堆顶排氢流量随反应堆冷却剂系统压力的变化值QH，如图2所示；
第四，得到最长堆顶排气时间：
其中：ρ为氢气密度。
通过上述计算得到安全壳排氢控制准则，即：达到最长堆顶排气时间，则终止压力容器堆顶排气。
在步骤S4中，根据步骤S1的后果分析可知：压力容器堆顶排气的开启可能会导致安全壳内压力的升高，从而威胁安全壳完整性，因此根据安全壳完整性影响确定安全壳压力的上限，作为终止压力容器堆顶排气的安全壳压力控制准则。
在步骤S5中，根据步骤S2、步骤S3、步骤S4中排气后果分析结论，即压力容器堆顶排气热工控制准则、安全壳排氢控制准则、安全壳压力控制准则制定压力容器堆顶排气开启条件(即得到堆顶排气允许准则)，制定压力容器堆顶排气开启条件需要确定的内容包括(即确定排气策略前应关注的对象参数以及对应的控制目标限值)：反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统热段温度、堆芯出口过冷裕度、稳压器水位、安全壳氢气浓度和压力。基于此确定投运压力容器堆顶排气对应的反应堆冷却剂系统热工条件，以及安全壳条件。
在步骤S6中，根据步骤S1的后果分析可知：压力容器堆顶排气操作可能会对反应堆冷却剂系统热工条件及安全壳完整性两个方面造成影响。针对这两个方面，步骤S2至步骤S4分别制定了相应的控制准则，最终确定压力容器堆顶排气控制策略(即得到堆顶排气终止准则)的内容为：
当满足下列任一准则时，则终止压力容器堆顶排气：
反应堆冷却剂系统压力下降超过第一设定限值；
堆芯出口过冷裕度低于第二设定限值；
稳压器水位低于第三设定限值；
达到最长堆顶排气时间；
安全壳压力超过安全壳压力的上限；
压力容器堆顶排气终止后仍需判断压力容器汽腔是否已完全消失，主要通过检查稳压器水位的变化及压力容器上封头是否满水来确定；若稳压器水位变化不正常或压力容器上封头未达满水状态，则将一回路升压至压力容器堆顶排气操作前的压力值，并重复步骤S2至步骤S6的压力容器堆顶排气操作，直至压力容器汽腔完全消失。
实施例
以二代加压水堆核电厂为例，说明本发明所提供的方法。根据模拟计算分析结果，该机组压力容器堆顶排气功能投运后，主要影响的状态参数包括：反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统热段温度、堆芯出口过冷裕度、稳压器水位以及安全壳氢气浓度及压力。
基于机组安全分析及系统设计特点，分析确定反应堆冷却剂系统热工限值为：
·反应堆冷却剂系统压降限值ΔPr；
·堆芯出口过冷裕度限值Tsat；
·稳压器水位限值Lpzr。
分析确定安全壳状态限值为：
·安全壳压力限值Pc；
·安全壳含氢浓度Chc。
基于上述结论，考虑人员干预时间等因素，确定压力容器堆顶排气功能投运初始条件。
结合压力容器堆顶排气管道具体设计，计算反应堆冷却剂系统实时压力下管道内不同含氢量(C1,C2)时，排向安全壳内的氢气流量QH1和QH2，如图3所示：
根据图3氢气排放流量值计算可得管道内不同含氢量时对应的安全壳内允许堆顶排气排放时间Tmax1和Tmax2，如图4所示：
综上，形成适用于该机组的堆顶排气功能的使用策略：
当反应堆冷却剂系统压力稳定且大于Pr1，堆芯出口过冷裕度大于Tsat1，稳压器水位稳定且大于Lpzr1，安全壳氢气浓度低于Chc1，安全壳压力低于Pc1时，开启压力容器堆顶排气。
当反应堆冷却剂压降大于ΔPr，或堆芯出口过冷裕度低于Tsat，或稳压器水位低于Lpzr，或排气时间大于Tmax1或Tmax2限值，或安全壳压力大于Pc时，关闭压力容器堆顶排气。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。
Claims (6)
1.一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，用于核电厂的反应堆的安全壳的压力容器堆顶排气的控制，包括如下步骤：
步骤S1：基于所述压力容器堆顶排气设计来分析所述压力容器堆顶排气的后果及影响；
步骤S2：根据所述步骤S1的分析结论，制定压力容器堆顶排气热工控制准则；
步骤S3：根据所述步骤S1的分析结论，制定安全壳排氢控制准则；
步骤S4：根据所述步骤S1的分析结论，制定安全壳压力控制准则；
步骤S5：根据所述步骤S2、所述步骤S3、所述步骤S4，制定压力容器堆顶排气开启条件；
步骤S6：确定压力容器堆顶排气控制策略；
在所述步骤S1中，所述压力容器堆顶排气的后果及影响包括两方面：
反应堆冷却剂系统热工条件影响，包括：反应堆冷却剂系统压力、堆芯出口过冷裕度、一回路水装量；
安全壳完整性影响，包括：安全壳压力和安全壳内氢气浓度。
2.如权利要求1所述的事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，其特征是，在所述步骤S2中，根据所述步骤S1中的所述反应堆冷却剂系统热工条件影响，制定所述压力容器堆顶排气热工控制准则，包括：
第一，设定针对反应堆冷却剂系统压力的第一设定限值，当所述反应堆冷却剂系统压力下降超过所述第一设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气；
第二，设定针对堆芯出口过冷裕度的第二设定限值，当所述堆芯出口过冷裕度低于所述第二设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气；
第三，设定针对稳压器水位的第三设定限值，当所述稳压器水位低于第三设定限值，则终止所述压力容器堆顶排气。
3.如权利要求2所述的事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，其特征是，在所述步骤S3中，根据所述压力容器堆顶排气的操作对所述安全壳氢气浓度的影响，通过以下方法制定所述安全壳排氢控制准则：
第一，根据如下理想气体状态方程确定标准温度压力下的安全壳容积V1：
其中：V0/P0/T0代表安全壳的当前容积/压力/温度；
V1/P1/T1代表安全壳的标准容积/压力/温度；
第二，假设安全壳内所允许的最大氢气浓度上限为3％，则安全壳内允许排放的最大氢气体积VH如下所示：
VH＝(3％-CH)*V1
其中：CH代表当前安全壳内的氢气浓度；
第三，根据堆顶排气管道进出口处的压差、堆顶排气系统本身的管道尺寸及阻力系数、当前排放气体的含氢率，即可得到堆顶排氢流量随反应堆冷却剂系统压力的变化值QH；
第四，得到最长堆顶排气时间：
其中：ρ为氢气密度。
4.如权利要求3所述的事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，其特征是：在所述步骤S4中，根据所述安全壳完整性影响确定所述安全壳压力的上限，作为所述安全壳压力控制准则。
5.如权利要求4所述的事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，其特征是：在所述步骤S5中，根据所述压力容器堆顶排气热工控制准则、所述安全壳排氢控制准则、所述安全壳压力控制准则制定所述压力容器堆顶排气开启条件，制定所述压力容器堆顶排气开启条件需要确定的内容包括：反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂系统热段温度、堆芯出口过冷裕度、稳压器水位、安全壳氢气浓度和压力。
6.如权利要求5所述的事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法，其特征是，在所述步骤S6中，所述压力容器堆顶排气控制策略的内容为：
当满足下列任一准则时，则终止所述压力容器堆顶排气：
所述反应堆冷却剂系统压力下降超过所述第一设定限值；
所述堆芯出口过冷裕度低于所述第二设定限值；
所述稳压器水位低于所述第三设定限值；
达到所述最长堆顶排气时间；
所述安全壳压力超过所述安全壳压力的上限；
所述压力容器堆顶排气终止后仍需判断压力容器汽腔是否已完全消失，通过检查所述稳压器水位的变化及压力容器上封头是否满水来确定；若所述稳压器水位变化不正常或压力容器上封头未达满水状态，则将一回路升压至所述压力容器堆顶排气操作前的压力值，并重复所述步骤S2至所述步骤S6的所述压力容器堆顶排气操作，直至所述压力容器汽腔完全消失。
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