CN113362975A - 核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开了核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统，该方法包括：实时监测反应堆堆芯状态参数，堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；根据堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；根据入口条件，进入对应的事故工况应对方法来应对事故工况，直至堆芯保持足够的次临界度。本发明能够根据堆芯状态监测情况，系统的应对堆芯次临界度不足工况，可以针对包括未能紧急停堆的事故工况以及停堆后需要维持次临界度的工况提供将反应堆引导至预期安全状态的方法。

Description

核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统

技术领域

本发明涉及压水堆核电厂事故应对方法技术领域，具体涉及核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统。

背景技术

核电厂的基本安全功能包括控制反应性、排出堆芯余热和包容放射性物质。必须采用全面、系统的方法来确定完成基本安全功能所必须的安全重要物项，并提供对核电厂状态进行监测的手段，以保证实现所要求的安全功能。核电厂在事故工况下，可能出现异常的反应性变化，预期的后果包括堆芯未能紧急停堆、堆芯损失次临界度从而重返临界、堆芯功率水平异常上升或堆芯功率剧增等。在发生此类事故的情况下，可能触发反应堆保护系统或者多样化保护系统动作，操纵员根据事故规程的指引将反应堆逐步引导至预期的状态。

为了确保堆芯次临界度不足的事故工况得到有效应对，需要对此类事故提供事故处理方法，并依据此方法形成事故应对规程，操纵员依据此规程能应对不同故障所导致的堆芯次临界度不足的事故工况。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现有的核电厂中各类故障导致堆芯次临界度不足，并无有效的事故应对方法来确保事故工况下反应堆的安全问题。本发明目的在于提供核电厂故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法及系统，针对第三代核电厂，本发明提供了一种行之有效的多层级事故应对方法，通过监测反应堆功率水平及中子倍增时间，并结合核电厂应急硼注入系统、硼和水补给系统以及未能紧急停堆专用缓解系统的动作，针对各种故障特点，通过执行不同的判定条件下的应对策略，有效对抗各类堆芯次临界度不足的事故工况，确保事故工况下反应堆的安全。本发明可以应对各类不同故障所导致的堆芯次临界度不足的事故工况，从而为此类事故规程的开发提供理论依据。

本发明通过下述技术方案实现：

第一方面，本发明提供了一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，该事故应对方法包括以下步骤：

实时监测反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法来应对事故工况，直至堆芯保持足够的次临界度；并指引操纵员最终将反应堆引导至预期的安全状态。

工作原理是：针对第三代核电厂，本发明提供了一种行之有效的多层级事故应对方法，通过监测反应堆堆芯状态参数，包括功率水平及中子倍增时间，并结合核电厂应急硼注入系统、硼和水补给系统以及未能紧急停堆专用缓解系统的动作，针对各种故障特点，通过执行不同的判定条件下的应对策略，有效对抗各类堆芯次临界度不足的事故工况，确保事故工况下反应堆的安全。具体包括：通过监测堆芯状态参数，确定不同应对方法的入口条件是否满足，包括未能紧急停堆情况下负反应性引入方法以及停堆情况下维持次临界度方法；根据不同入口条件进入对应的应对方法进行处理；通过结合应急硼注入系统、硼和水补给系统动作以及建立正常的冷却，识别和隔离异常冷却和其他可能造成引入正反应的操作，从而确保堆芯保持足够的次临界度。

本发明可以应对各类不同故障所导致的堆芯次临界度不足的事故工况，从而为此类事故规程的开发提供理论依据。

进一步地，所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程。

进一步地，所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；

所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；

所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

进一步地，所述的根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度；包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

进一步地，通过未能紧急停堆情况下引入负反应性方法进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

步骤11，检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

步骤12，确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

步骤13，确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

步骤14，控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

步骤15，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤16，检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

步骤17，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

进一步地，通过停堆情况下维持次临界度方法进入已停堆情况下维持次临界度，所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

步骤21，检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率(即堆芯功率水平)；

步骤22，投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

步骤23，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤24，检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

步骤25，确认反应堆达到次临界；

步骤26，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

第二方面，本发明还提供了一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对系统，该系统包括：

获取单元，用于实时监测并获取反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

入口条件计算单元，用于根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

事故工况应对处理单元，用于根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度。

进一步地，所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程；其中，

所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；

所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；

所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

进一步地，所述事故工况应对处理单元的执行过程包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

进一步地，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态；

所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率(即堆芯功率水平)；

投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

确认反应堆达到次临界；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

本发明方法及系统，能够根据堆芯状态监测情况，系统的应对堆芯次临界度不足工况，结合三代核电厂未能紧急停堆缓解系统、应急注硼系统以及硼和水补给系统的运行，可以针对包括未能紧急停堆的事故工况以及停堆后需要维持次临界度的工况提供将反应堆引导至预期安全状态的方法。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法流程图。

图2为本发明不同应对方法的入口条件示意图。

图3为本发明反应堆未能停堆情况下引入负反应性的方法流程图。

图4为本发明反应堆已停堆情况下维持次临界度的方法流程图。

具体实施方式

在下文中，可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在，并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外，如在本发明的各种实施例中所使用，术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合，并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。

在本发明的各种实施例中，表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如，表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。

在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件，不过可不限制相应组成元件。例如，以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如，第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置，尽管二者都是用户装置。例如，在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下，第一元件可被称为第二元件，同样地，第二元件也可被称为第一元件。

应注意到：如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件，则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件，并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地，当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时，可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。

在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用，单数形式意在也包括复数形式，除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定，否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义，除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1

如图1至图4所示，本发明一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，该事故应对方法包括以下步骤：

实时监测反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法来应对事故工况，直至堆芯保持足够的次临界度；并指引操纵员最终将反应堆引导至预期的安全状态。

(一)事故工况不同应对方法入口条件的确定

核电厂设置了不同类型的系统确保反应堆在需要停堆的情况下能够维持堆芯次临界度，不同系统的功能各有差异，同时设置了核仪表系统监测堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间等堆芯状态参数。三代核电厂设置了未能紧急停堆缓解系统，可以依靠缓解信号触发紧急停堆、启动辅助给水以及触发汽轮机停机等动作缓解未能紧急停堆的事故后果；同时还设置了应急硼注入系统，可以在发生未能紧急停堆预期瞬态事故后，依据自动信号投运，向反应堆冷却剂系统快速注入足够的浓硼酸溶液，将堆芯带入次临界状态并维持一定的次临界度；另外，反应堆硼和水补给系统可以通过硼酸泵向反应堆注入含硼水，从而实现反应堆的硼化功能。这三个系统功能各有不同，应对不同的事故工况，可以根据反应堆的状态监测，确定所需采用的应对方法。监测的参数和不同入口的导向详见附图2。

(二)反应堆未能停堆情况下的应对方法

反应堆在事故工况下执行了停堆保护，但未显示反应堆停堆且手动停堆无效时或者根据第一条所确定的入口条件，采用此方法进行应对堆芯次临界度不足的工况。主要的操作要点包括确认自动停堆、确认未能紧急停堆专用缓解系统动作、进行手动降功率操作、通过应急硼注入系统进行紧急硼化、判明正反应性来源并终止其引入、确认反应堆次临界状态。

(三)反应堆已停堆情况下维持次临界度的方法

根据第(一)条所确定的入口条件，采用此方法维持反应堆停堆后的次临界度。主要的操作包括检查中间量程中子通量、检查源量程周期以及通过硼水补给系统进行硼化以引入负反应性。

附图2至附图4分别为事故工况不同应对方法的入口条件和方法流程的示意图。

所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程。其中，所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

如图2所示，根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度；包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

发生事故执行停堆保护后，在执行其他事故恢复操作的同时，需要对反应堆的次临界状态进行实时监测，如图2所示根据源量程、中间量程及功率量程的中子测量信号执行对应的操作方法。若功率量程测量的功率水平仍高于5％，或者中间量程测量的倍增时间大于0，则均应采用未能紧急停堆情况下引入负反应性的方法应对；若源量程测量的倍增时间大于0，则需要采用已停堆情况下维持次临界度的方法应对，反之则表明堆芯有足够的次临界度。

需要说明：基于探测原理反应堆功率量程功率、中间量程倍增时间、源量程倍增时间均不会出现0值的情况。

具体地，对于未能停堆的情况，需要检查确认未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作，随后建立二次侧冷却，执行应急注硼，可监测可系统状态，若未能自动执行，则采用手动启动的方式。由于故障的可能性较多，因此本应对方法主要关注影响反应性变化的核心因素，包括是否存在冷却过快引入正反应性的情况等，应检查所有可能引入正反应性的操作或故障，确保能够排除异常情况并停止引入正反应性，在此基础上确保应急注硼系统可以使得堆芯保持足够的次临界度，从而使得操纵员可以执行其他恢复操作，最终将反应堆引导至安全状态。

如图3所示，通过未能紧急停堆情况下引入负反应性方法进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

步骤11，检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

步骤12，确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

步骤13，确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

步骤14，控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

步骤15，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤16，检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

步骤17，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

具体地，对于停堆情况下维持次临界度的情况，通过监视中间量程和源量程仪表指示，确保在得到正常读数的情况下执行硼和水补给系统的投运，并随时观察中子倍增时间(中间量程倍增时间、源量程倍增时间)的变化，维持堆芯的次临界度，随后可执行其他恢复操作完成事故应对。

如图4所示，通过停堆情况下维持次临界度方法进入已停堆情况下维持次临界度，所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

步骤21，检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率(即堆芯功率水平)；

步骤22，投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

步骤23，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤24，检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

步骤25，确认反应堆达到次临界；

步骤26，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

工作原理是：针对第三代核电厂，本发明提供了一种行之有效的多层级事故应对方法，通过监测反应堆堆芯状态参数，包括功率水平及中子倍增时间，并结合核电厂应急硼注入系统、硼和水补给系统以及未能紧急停堆专用缓解系统的动作，针对各种故障特点，通过执行不同的判定条件下的应对策略，有效对抗各类堆芯次临界度不足的事故工况，确保事故工况下反应堆的安全。具体包括：通过监测堆芯状态参数，确定不同应对方法的入口条件是否满足，包括未能紧急停堆情况下负反应性引入方法以及停堆情况下维持次临界度方法；根据不同入口条件进入对应的应对方法进行处理；通过结合应急硼注入系统、硼和水补给系统动作以及建立正常的冷却，识别和隔离异常冷却和其他可能造成引入正反应的操作，从而确保堆芯保持足够的次临界度。

本发明可以应对各类不同故障所导致的堆芯次临界度不足的事故工况，从而为此类事故规程的开发提供理论依据。

实施例2

如图1至图4所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例以“丧失正常给水且未能紧急停堆的事故工况”这事故为例，说明实施例1方法的实施过程。

(一)首先，发生反应堆丧失正常给水事故叠加未能紧急停堆事故；

此时依靠保护系统的动作，将执行自动停堆操作，随后在进行其他事故后恢复操作的同时将同步开展应对堆芯次临界度不足的入口条件判断，根据附图2所示的流程，由于事故初因中叠加了未能紧急停堆，反应堆功率水平将高于5％，由此立即进入附图3所示的应对方法，停止其他恢复操作。

(二)其次，进入未能紧急停堆情况下引入负反应性的操作方法；

根据附图3所示的流程进行事故应对，对停堆和停机进行检查确认，尝试执行手动停堆动作，通过辅助给水建立二回路的冷却，启动应急注硼系统进行硼化操作，由于丧失了正常给水，应尝试建立辅助给水，并维持蒸汽发生器的水位稳定，确保未发生冷却过快从而引入正反应性，检查是否有其他可能导致引入正反应的操作或故障，停止相应操作并排除故障，持续硼化并确认反应堆达到次临界。

(三)最后，保持对反应堆参数的持续监测。

反应堆达到次临界后即可继续执行步骤(一)之前中断的恢复操作，在此过程中持续关注堆芯状态参数，若出现满足附图2停堆情况下维持次临界度方法入口条件的堆芯状态，则可由操作员判断是否执行附图4所示的应对方法。并结合其他恢复操作，最终将反应堆引导至预期安全状态。

本发明方法，能够根据堆芯状态监测情况，系统的应对堆芯次临界度不足工况，结合三代核电厂未能紧急停堆缓解系统、应急注硼系统以及硼和水补给系统的运行，可以针对包括未能紧急停堆的事故工况以及停堆后需要维持次临界度的工况提供将反应堆引导至预期安全状态的方法。

实施例3

如图1至图4所示，本实施例与实施例1的区别在于，本发明还提供了一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对系统，该系统支持实施例1所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，该系统包括：

获取单元，用于实时监测并获取反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

入口条件计算单元，用于根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

事故工况应对处理单元，用于根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度。

具体地，所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程；其中，

所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；

所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；

所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

具体地，所述事故工况应对处理单元的执行过程包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

具体地，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

具体地，所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率(即堆芯功率水平)；

投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

确认反应堆达到次临界；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

本发明系统，能够根据堆芯状态监测情况，系统的应对堆芯次临界度不足工况，结合三代核电厂未能紧急停堆缓解系统、应急注硼系统以及硼和水补给系统的运行，可以针对包括未能紧急停堆的事故工况以及停堆后需要维持次临界度的工况提供将反应堆引导至预期安全状态的方法。

本领域内的技术人员应明白，本申请的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。

本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。

这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。

这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，该事故应对方法包括以下步骤：

实时监测反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法来应对事故工况，直至堆芯保持足够的次临界度。

2.根据权利要求1所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程。

3.根据权利要求2所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；

所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；

所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

4.根据权利要求1所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，所述的根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度；包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

5.根据权利要求4所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，通过未能紧急停堆情况下引入负反应性方法进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

步骤11，检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

步骤12，确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

步骤13，确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

步骤14，控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

步骤15，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤16，检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

步骤17，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

6.根据权利要求4所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法，其特征在于，通过停堆情况下维持次临界度方法进入已停堆情况下维持次临界度，所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

步骤21，检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率；

步骤22，投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

步骤23，检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

步骤24，检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

步骤25，确认反应堆达到次临界；

步骤26，继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

7.如权利要求1至6中任一所述的一种核电厂各种故障导致堆芯次临界度不足的事故应对方法的事故应对系统，其特征在于，该系统包括：

获取单元，用于实时监测并获取反应堆堆芯状态参数，所述堆芯状态参数包括堆芯功率量程功率、中间量程倍增时间和源量程倍增时间；

入口条件计算单元，用于根据所述堆芯状态参数，确定事故工况的不同应对方法的入口条件；所述事故工况的不同应对方法包括未能紧急停堆情况下引入负反应性方法、停堆情况下维持次临界度方法；

事故工况应对处理单元，用于根据所述入口条件，进入对应的事故工况应对方法进行处理，直至堆芯保持足够的次临界度。

8.根据权利要求7所述的事故应对系统，其特征在于，所述堆芯状态参数是采用核仪表系统进行监测三种独立的仪表信号通道得到，所述仪表信号通道包括源量程、中间量程和功率量程；其中，

所述源量程提供停堆及初次启动反应堆期间的中子测量信号；

所述中间量程提供10^-6％FP至100％FP量程范围内的中子测量信号；

所述功率量程提供10^-1％FP至200％FP量程范围内的中子测量信号。

9.根据权利要求7所述的事故应对系统，其特征在于，所述事故工况应对处理单元的执行过程包括：

获取反应堆停堆信号，判断：当反应堆功率量程功率<5％，继续判断中间量程倍增时间是否<0；当反应堆功率量程功率>5％，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当中间量程倍增时间<0，继续判断源量程倍增时间是否<0；当中间量程倍增时间>0，进入反应堆未能紧急停堆情况下引入负反应性；

当源量程倍增时间<0，说明堆芯有足够的次临界度；当源量程倍增时间>0，进入已停堆情况下维持次临界度。

10.根据权利要求7所述的事故应对系统，其特征在于，所述未能紧急停堆情况下引入负反应性方法的执行过程为：

检查确定未能紧急停堆专用缓解系统动作，并执行停堆、停机操作；

确认汽轮机停机且建立辅助给水，否则手动执行相关操作；

确认应急注硼系统启动，否则手动启动；

控制一回路冷却速率，避免冷却过快引入正反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至源量程倍增时间小于0；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态；

所述停堆情况下维持次临界度方法的执行过程为：

检查中间量程中子注量率以及注量率变化率，根据所述中间量程中子注量率以及注量率变化率，得到堆芯功率量程功率；

投运硼和水补给系统执行注硼操作，持续引入负反应性；

检查是否存在可能引入正反应性的操作或故障，并执行停止操作或排除故障；

检查源量程倍增时间，持续注硼直至查源量程倍增时间小于0；

确认反应堆达到次临界；

继续执行其他事故恢复操作，直至反应堆达到安全状态。

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