CN112908500B - 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，可用于反应堆中，包括以下步骤：S1：监测所述反应堆的运行状态；当所述反应堆处于严重事故预防功能阶段时，执行步骤S2；当所述反应堆处于严重事故缓解功能阶段时，执行步骤S3；S2：监测所述压力容器的实时水位和/或实时过冷度，当所述压力容器的实时水位低于第一设定水位和/或所述实时过冷度大于设定过冷度时，启动堆顶事故排气系统；S3：启动所述堆顶事故排气系统。本发明提供了控制并排除不可凝结气体、恢复压力容器中的冷却剂水位的方法，充分考虑核电厂事故运行规程中对水位信号监测的要求，合理的制定堆工事故排气系统的启停控制条件，进一步提高了核电机组的安全性。

Description

一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法

技术领域

本发明涉及核反应堆事故缓解方法技术领域，尤其涉及一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法。

背景技术

在核电站的压水堆核电机组中，压力容器内置有堆芯。在某些事故(如超设计基准事故、严重事故等)过程及事故后期，堆芯内可能产生大量的聚集气体(水蒸汽和/或不可凝结气体)，其中一部分聚集气体累积在压力容器顶部，这样可能会带来以下不利影响：

—影响堆芯传热；

—破坏反应堆冷却剂的自然循环；

—冷却剂系统中存在两个自由界面，影响系统卸压和再充水。

一回路事故排气是一种严重事故缓解措施。在事故工况下，事故排气系统投入运行，排出反应堆压力容器顶部积聚的不可凝气体，从而防止这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的影响，保证反应堆冷却剂系统中只有唯一的汽水界面，缓解事故后果。

以往国内二代加核电站仅有正常排气系统，仅在电站启动过程或换料前、后，手动对反应堆冷却剂系统排气，以便对系统进行有关的充水操作。在事故工况下，无法排出反应堆压力容器里面的不可凝结的气体，影响反应堆堆芯的传热。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，可用于反应堆中，包括以下步骤：

S1：监测所述反应堆的运行状态；当所述反应堆处于严重事故预防功能阶段时，执行步骤S2；当所述反应堆处于严重事故缓解功能阶段时，执行步骤S3；

S2：监测所述压力容器的实时水位和/或实时过冷度，当所述压力容器的实时水位低于第一设定水位和/或所述实时过冷度大于设定过冷度时，启动堆顶事故排气系统；

S3：启动所述堆顶事故排气系统。

优选地，在所述步骤S2中，采用热电偶式测量仪表对所述压力容器的水位进行测量；或者，采用压差式测量仪表对所述压力容器的水位进行测量。

优选地，在所述步骤S2中，包括以下步骤：

S2-1：通过在所述压力容器的出口端设置的若干热电偶采集热电信号，将采集到的所述热电信号传输至所述热电偶式测量仪表；或者，

通过设置在所述压力容器的出口端的压力传感器采集压力信号，并将采集到的所述压力信号传输至所述压差式测量仪表；

S2-2：根据所述热电信号或所述压力信号换算得到所述压力容器的实时水位；

S2-3：当所述实时水位低于所述第一设定水位时，启动所述堆顶事故排气系统。

优选地，在所述步骤S2-3前，还包括以下步骤S2-4：监测所述压力容器的所述实时过冷度，并在所述实时过冷度大于所述设定过冷度时执行所述步骤S2-3。

优选地，所述设定过冷度为设定压力条件下的堆芯设计过冷度上浮5-15度。

优选地，在所述步骤S2-4之后，进一步包括步骤S2-5：监测所述反应堆的稳压器实际水位，在所述稳压器实际水位大于稳压器预设水位时，执行所述步骤S2-3。

优选地，所述设定稳压器预设水位为所述稳压器的标准水位增加10-15％。

优选地，所述步骤S2还包括在步骤S2-3之后执行：

S2-6：所述堆顶事故排气系统启动后，持续监测所述压力容器的所述实时水位，当所述实时水位高于所述第二设定水位时，关闭所述堆顶事故排气系统；或者

S2-7：所述堆顶事故排气系统启动后，维持所述堆顶事故排气系统处于开启状态，在设定时长之后，关闭所述堆顶事故排气系统。

优选地，所述设定时长为2-5分钟。

优选地，所述第二设定水位高于所述第一设定水位。

实施本发明具有以下有益效果：本发明针对事故情况下核反应堆压力容器顶部聚集大量不可凝结气体时可能造成的堆芯恶化现象，提供了控制并排除不可凝结气体、恢复压力容器中的冷却剂水位的方法，有利于堆芯热量的有效排出，避免了堆芯恶化现象的发生。

本发明基于反应堆压力容器水位控制原有的条件、并充分考虑核电厂事故运行规程中对水位信号监测的要求，合理的制定堆工事故排气系统的启停控制条件。进一步提高了核电机组应对设计扩展工况的能力，对于严重事故的预防及降低堆芯损伤概率，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性。

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是本发明压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法第一实施例的示意图；

图2是图1所述压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法步骤S2的具体示意图；

图3是本发明压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法第二实施例的示意图；

图4是本发明压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法第三实施例的示意图；

图5是本发明压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法第四实施例的示意图；

图6是本发明压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法第五实施例的示意图；

图7是本发明方法中所述压力容器水位测量仪表为热电偶式测量仪表时的一些实施例的控制流程图；

图8是本发明方法中所述压力容器水位测量仪表为差压式测量仪表时的一些实施例的控制流程图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。以下描述中，需要理解的是，“前”、“后”、“上”、“下”、“左”、“右”、“纵”、“横”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“头”、“尾”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系、以特定的方位构造和操作，仅是为了便于描述本技术方案，而不是指示所指的装置或元件必须具有特定的方位，因此不能理解为对本发明的限制。

还需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，“安装”、“相连”、“连接”、“固定”、“设置”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。当一个元件被称为在另一元件“上”或“下”时，该元件能够“直接地”或“间接地”位于另一元件之上，或者也可能存在一个或更多个居间元件。术语“第一”、“第二”、“第三”等仅是为了便于描述本技术方案，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量，由此，限定有“第一”、“第二”、“第三”等的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

以下描述中，为了说明而不是为了限定，提出了诸如特定系统结构、技术之类的具体细节，以便透彻理解本发明实施例。然而，本领域的技术人员应当清楚，在没有这些具体细节的其它实施例中也可以实现本发明。在其它情况中，省略对众所周知的系统、装置、电路以及方法的详细说明，以免不必要的细节妨碍本发明的描述。

第一实施例

如图1所示，在本发明的压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法的第一实施例中，可用于反应堆中，包括以下步骤：

S1：监测反应堆的运行状态；当反应堆处于严重事故预防功能阶段时，执行步骤S2；当反应堆处于严重事故缓解功能阶段时，执行步骤S3；

S2：监测压力容器的实时水位和/或实时过冷度，当压力容器的实时水位低于第一设定水位和/或实时过冷度大于设定过冷度时，启动堆顶事故排气系统；

S3：启动堆顶事故排气系统。

在本实施例中，监测反应堆的运行状态，一般分为严重事故预防功能阶段和严重事故缓解功能阶段。在严重事故缓解功能阶段，堆顶事故排气系统作为一回路卸压的补充手段，当堆芯出口温度达到650℃时，开启堆顶事故排气系统。而且，在严重事故缓解功能阶段下，堆顶事故排气系统启动后不做关闭要求。

在严重事故预防功能阶段发生后，保证堆顶事故排气系统能够及时启动和关闭，排出压力容器内的不可凝气体，恢复压力容器水位；在严重事故发生后，在一回路专用卸压系统不可用时，如堆顶事故排气系统可用，则及时启动该系统对一回路进行卸压。

堆顶事故排气系统的功能设计要求如下：

1)提供可靠的方式由主控制室手操迅速排出上封头不可凝结气体；

2)该系统的所有阀门应在主控室操作，并应在主控制室显示阀位状态；

3)反应堆压力容器顶盖排放系统需设置泄漏监测，如温度、压力测点，用以监测在正常运行时，系统是否泄漏，测量信号应送入主控制室；

4)系统需考虑设置两个系列，每个系列的电磁阀的供电、控制和状态显示分别由两个不同系列的正常电源和应急电源供电。进一步地，在步骤S2中，采用热电偶式测量仪表对压力容器的水位进行测量；或者，采用压差式测量仪表对压力容器的水位进行测量。

压水堆核电站堆芯燃料组件放置于压力容器中间，测量堆芯水位实际上就是测量压力容器水位，其基本测量原理是基于测量压力容器的压差大小，根据压差计测得的压差算出相对应的水位值。因此，在本实施例中通过采用压差式测量仪表对压力容器的水位进行测量。而压力容器压差的准确测量又与反应堆冷却剂三台循环泵(以下简称为主泵)的运行与否有关，主泵运行时与不运行时堆芯的压差显然是不一样的，主泵运行时由于主泵驱动流体持续流过堆芯，堆芯压差较大；而主泵停运时经过堆芯的流体依靠自然循环等方式流动，堆芯压差较小。为了更加精确的实现测量目的，在测量过程中可配置两台或两台以上的差压水位计进行测量。

在堆芯失水等事故发生时，安全壳内温度可能会有所升高，会造成测量误差。为了消除这个误差，可采用另外一台参考差压计，置于同一环境之下。为了提高失水事故时的水位测量精度，两台差压计均在同一静压2.5MPa(表压)下标定，以防静压效应引起测量误差。

堆芯水位的准确测量以及可靠显示，是反应堆操纵员在事故状态下控制机组参数的重要保障，在事故工况下，反应堆操纵员应时刻关注堆芯的淹没情况，以判断堆芯水装量是否能够满足冷却的要求。本发明基于反应堆压力容器水位控制原有的条件、并充分考虑核电厂事故运行规程中对水位信号监测的要求，合理的制定堆工事故排气系统的启停控制条件。

除了采用差压法进行堆芯水位测量，还可以通过热电偶式测量仪表对压力容器的水位进行测量。发生失水事故后，可通过一些关键点是否被冷却剂淹没，例如可通过对热管段顶部、热管段中部和热管段底部三个位置进行检测。通过设置热电偶式测量仪表测量出温差，将温差与阈值进行比较，从而得知压力容器的实时水位情况。

结合图2，步骤S2中，还包括以下步骤：

S2-1：通过在压力容器的出口端设置的若干热电偶采集热电信号，将采集到的热电信号传输至热电偶式测量仪表。或者，

通过设置在压力容器的出口端的压力传感器采集压力信号，并将采集到的压力信号传输至压差式测量仪表；

S2-2：根据热电信号或压力信号换算得到压力容器的实时水位；

S2-3：当实时水位低于第一设定水位时，启动堆顶事故排气系统。

其中，压力容器内蒸汽重度可由一回路压力下的饱和温度计算出来，水的重度在主泵运行时由平均温度算出，停运时由堆芯最高温度算出。由此通过以上参数的测量及计算便可以得出堆芯实时水位。

或者，直接通过监测压力容器的实时过冷度进行控制，当压力容器的实时过冷度大于设定过冷度时，启动堆顶事故排气系统。

第二实施例

在第一实施例的基础上，结合图3，在步骤S2-3前，还包括步骤S2-4：监测压力容器的实时过冷度，并在实时过冷度大于设定过冷度时执行步骤S2-3。即通过热电偶或者压差计监测水位，同时加入过冷度判断。

核电站堆芯出口冷却剂的过冷度ΔT_sat监测由堆芯冷却监测系统实现。ΔT_sat为一回路绝对压力下饱和温度T_sat和堆芯出口冷却剂温度的差值。

堆芯冷却状态有3种：

①ΔT_sat<-ε：过热(冷却不充分)；

②-ε<ΔT_sat≤ε：饱和(两相状态冷却)；

③ΔT_sat>ε：过冷(充分冷却)。

其中，ε为考虑ΔT_sat测量不确定度从保守角度确定的ΔT_sat的测量误差。

在机组正常或事故运行状态下，由于堆内中子注量率分布和堆芯冷却状态的变化以及其他因素的影响，很难确定某一时刻堆芯最热的区域。堆芯冷却监测系统将堆芯冷却剂温度T_RIC的测量装置安装于堆芯燃料组件的出口处。燃料组件出口处的冷却剂温度分布可能会呈现均匀或不均匀状态，因此，堆芯冷却监测系统安装多个热电偶以获得有代表性的燃料组件顶部的温度分布情况。根据堆芯出口热电偶所测得的最高温度T_RICmax，可计算出ΔT_sat。

当压力容器的实时过冷度大于设定过冷度时，启动堆顶事故排气系统；

进一步地，设定过冷度为设定压力条件下的堆芯设计过冷度上浮5-15度。

例如，当堆芯过冷度大于对应压力条件下的温度过冷度5℃、10℃等时，启动堆顶事故排气系统，排出压力容器内积聚的不可凝结气体。

为保证堆顶事故排气系统启动时系统排出的为不可凝结气体，需确保反应堆回路内不出现冷却剂的闪蒸，即要求堆芯有较大过冷度。本发明充分考虑了这一点，将堆芯过冷度作为堆顶事故排气系统的启动条件之一，排除由于水蒸气闪蒸而引起的压力容器水位下降。

第三实施例

在第二实施例的基础上，结合图4，在步骤S2-4之后，还包括步骤S2-5：监测反应堆的稳压器实际水位L_pzr，在稳压器水位大于稳压器预设水位时，执行步骤S2-3。

核电厂正常运行工况下，一回路平均温度的变化，将引起稳压器水位的变化。当稳压器内水位过高时，稳压器将失去对一回路系统压力控制的能力，而且有安全阀组进水的危险；如果水位过低，加热器电阻加热元件有裸露于空气中的危险。为此，本实施例对稳压器进行水位监测与调节，以保持稳压器的水位在正常的运行范围内。

进一步地，设定稳压器预设水位L_set为稳压器的标准水位增加10-15％。

或者，直接在第一实施例的基础上，在步骤S2-3之前加入反应堆的稳压器实际水位的实时监测，在稳压器水位大于稳压器预设水位时，执行步骤S2-3，启动堆顶事故排气系统。

第四实施例

在第三实施例的基础上，结合图5，步骤S2还包括在步骤S2-3之后执行：

S2-6：堆顶事故排气系统启动后，持续监测压力容器的实时水位，当实时水位高于第二设定水位时，关闭堆顶事故排气系统。

进一步地，第二设定水位THL2高于第一设定水位THL1。通过设置第二设定水位，当压力容器水位恢复至第二设定水位时，即可关闭堆顶事故排气系统，可有效地实现对堆顶事故排气系统合理控制。

第五实施例

在第三实施例的基础上，结合图6，步骤S2还包括在步骤S2-3之后执行：

S2-7：堆顶事故排气系统启动后，维持堆顶事故排气系统处于开启状态，在设定时长之后，关闭堆顶事故排气系统。

进一步地，设定时长为2-5分钟。通过设置设定时长作为堆顶事故排气系统开启和关闭其中的一个条件，使得可通过多个方面控制实现系统的启停，使得控制系统方法更加完善合理，进一步提高了核电机组的安全性。

当压力容器水位测量仪表为热电偶式测量仪表时，具体操作方法举例如图7所示，其中，THL1意为第一设定水位；THL2意为第二设定水位，THL2水位高于THL1；RPV即为压力容器英文缩写，故RPV水位指压力容器实时水位；RHV即为堆顶事故排气系统英文缩写。

当压力容器实时水位低于第一设定水位，和/或堆芯过冷度ΔT_sat大于对应压力条件下的温度过冷度10℃时，开启堆顶事故排气系统。当压力容器实时水位高于第二设定水位，或在设定时长的5分钟之后，关闭堆顶事故排气系统。

当压力容器水位测量仪表为差压式测量仪表时，具体操作方法举例如图8所示，其中，L_VSL为压力容器实际水位；L_pzr为稳压器实际水位；L_set为稳压器预设水位。

当压力容器实际水位L_VSL低于第一设定水位，如压力容器实际水位下降到85％等若干监测值时，和/或堆芯过冷度ΔT_sat大于对应压力条件下的温度过冷度10℃时，和/或稳压器实际水位L_pzr大于稳压器预设水位L_set时，开启堆顶事故排气系统。在设定时长的2分钟之后，关闭堆顶事故排气系统。

可理解的，在严重事故预防工况下，需要根据堆顶事故排气系统的开启与关闭条件决定是否需要再次开启或关闭该系统阀门，存在同一工况下需要多次开启的可能。

实施本发明具有以下有益效果：本发明针对事故情况下核反应堆压力容器顶部聚集大量不可凝结气体时可能造成的堆芯恶化现象，提供了控制并排除不可凝结气体、恢复压力容器中的冷却剂水位的方法，有利于堆芯热量的有效排出，避免了堆芯恶化现象的发生。

本发明基于反应堆压力容器水位控制原有的条件、并充分考虑核电厂事故运行规程中对水位信号监测的要求，合理的制定堆工事故排气系统的启停控制条件。进一步提高了核电机组应对设计扩展工况的能力，对于严重事故的预防及降低堆芯损伤概率，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性。

可以理解的，以上实施例仅表达了本发明的优选实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制；应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，可以对上述技术特点进行自由组合，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围；因此，凡跟本发明权利要求范围所做的等同变换与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。

Claims (5)

1.一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，可用于反应堆中，其特征在于，包括以下步骤：

S1：监测所述反应堆的运行状态；当所述反应堆处于严重事故预防功能阶段时，执行步骤S2；当所述反应堆处于严重事故缓解功能阶段时，执行步骤S3；

S2-1：通过在所述压力容器的出口端设置的若干热电偶采集热电信号，将采集到的所述热电信号传输至热电偶式测量仪表；或者，

通过设置在所述压力容器的出口端的压力传感器采集压力信号，并将采集到的所述压力信号传输至压差式测量仪表；

S2-2：根据所述热电信号或所述压力信号换算得到压力容器的实时水位；

S2-4：监测所述压力容器的实时过冷度，并在所述实时过冷度大于设定过冷度时执行所述步骤S2-3，设定过冷度为设定压力条件下的堆芯设计过冷度上浮5-15度；

S2-3：当所述实时水位低于第一设定水位时，执行步骤S3；

S3：启动堆顶事故排气系统；

S2-6：所述堆顶事故排气系统启动后，持续监测所述压力容器的所述实时水位，当所述实时水位高于第二设定水位时，关闭所述堆顶事故排气系统；或者

S2-7：所述堆顶事故排气系统启动后，维持所述堆顶事故排气系统处于开启状态，在设定时长之后，关闭所述堆顶事故排气系统。

2.根据权利要求1所述的压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，其特征在于，在步骤S2-4之后，进一步包括步骤S2-5：监测所述反应堆的稳压器实际水位，在所述稳压器实际水位大于稳压器预设水位时，执行所述步骤S2-3。

3.根据权利要求2所述的压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，其特征在于，设定稳压器预设水位为所述稳压器的标准水位增加10-15％。

4.根据权利要求1所述的压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，其特征在于，所述设定时长为2-5分钟。

5.根据权利要求1所述的压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法，其特征在于，所述第二设定水位高于所述第一设定水位。