CN113421663B - 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 - Google Patents

一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：将主系统硼化至冷停堆硼浓度；维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；进行主系统降压；循环直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；进行上封头流体降温；进行主系统降压；隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；将主系统冷却至冷停堆工况；本发明通过设定严格的主系统降温降压执行步骤和限制条件，防止主系统自然循环冷却过程中上封头流动死区流体的闪蒸产汽所导致的自然循环终止，确保了事故后反应堆能够被持续冷却至安全可控的冷停堆状态。

Description

一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法
技术领域
本发明涉及压水堆核电站领域，具体涉及一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法。
背景技术
“华龙一号”压水堆核电厂在发生不触发或者不需要触发安注的事故后，反应堆自动紧急停堆，操作员需根据应急事故规程控制和缓解事故后果。
如果事故初因无法在反应堆热态状态下被修复，需要将反应堆冷却至冷停堆状态以进行故障处理。在此过程中，如果停闭的主系统主泵不能被再次启动，反应堆主系统需要建立自然循环来冷却堆芯。
在主系统自然循环运行过程中，反应堆压力容器上封头区域会存在高温流动死区，需要启动控制棒驱动机构冷却风机来对上封头流动死区进行冷却。
如果出现控制棒驱动机构冷却风机部分或全部不可用的情况，上封头高温流动死区的冷却剂在自然循环冷却降压过程中容易发生闪蒸产汽，可能导致压力容器液位下降至低于热管段上表面，中断主系统自然循环，造成堆芯余热排出失效，严重危及反应堆的安全。
已有的压水堆核电厂应急规程对于事故停堆后控制棒驱动机构冷却风机不可运行条件下反应堆自然循环冷却的应对措施考虑不足，缺乏专门的应对策略来解决上述情况。
发明内容
本发明的目的就在于为了解决上述问题而提供种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法。
一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
10、将主系统硼化至冷停堆硼浓度；
20、维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；
30、进行主系统降压；
40、循环步骤20和步骤30，直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；
50、进行上封头流体降温；
60、进行主系统降压；
70、隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；
80、将主系统冷却至冷停堆工况。
具体地，在步骤10中，通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值。
具体地，步骤40具体包括以下步骤：
41、主系统降温至热段温度小于第一温度；
42、主系统降压至压力等于第一压力；
43、锁闭安注信号；
44、维持主系统压力为第一压力，主系统降温至热段温度等于第二温度；
45、维持主系统过冷度，主系统降压至压力等于第二压力；
46、维持主系统压力为第二压力，主系统降温至热段温度等于第三温度。
具体地，步骤50中，维持主系统温度为第三温度，将上封头流体降温至小于第四温度。
具体地，步骤60中，维持主系统温度为第三温度，维持上封头流体温度小于第四温度，将主系统压力降压至低于第三压力。
优选地，在步骤20和步骤40中，主系统降温速率小于14℃/h，稳压器水位在零负荷水位，主系统温度压力在自然循环P-T图限值内，蒸汽发生器窄量程水位为34%～50%。
优选地，在步骤40中，主系统降温速率小于14℃/h，稳压器水位在零负荷水位，主系统温度压力在自然循环P-T图限值内。
作为一种实施例，主系统通过辅助喷淋系统进行降压，若辅助喷淋系统不可用，则使用稳压器安全阀进行降压。
优选地，所述第一温度为284℃，所述第二温度为225℃，所述第三温度为177℃，所述第四温度为210℃，所述过冷度为70℃，所述第一压力为13.56MPa(a)，所述第二压力为8.27MPa(a)，所述第三压力为7MPa(a)，所述最终压力值为2.7MPa(a)。
一种压水堆核电厂的冷却方法，包括以下步骤：
S1、若反应堆发生不触发或者不需要触发安注的事故，尝试重启主系统主泵；
S2、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却，在执行自然循环冷却的过程中，启动控制棒驱动机构冷却风扇；
S3、若启动控制棒驱动机构冷却风扇失败，则执行上述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法。
本发明与现有技术相比，本发明通过设定严格的主系统降温降压执行步骤和限制条件，防止主系统自然循环冷却过程中上封头流动死区流体的闪蒸产汽所导致的自然循环终止，确保了事故后反应堆能够被持续冷却至安全可控的冷停堆状态。
附图说明
附图示出了本发明的示例性实施方式，并与其说明一起用于解释本发明的原理，其中包括了这些附图以提供对本发明的进一步理解，并且附图包括在本说明书中并构成本说明书的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。
图1是根据本发明所述的一种压水堆核电厂的冷却方法的流程示意图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合附图和实施方式对本发明作进一步的详细说明。可以理解的是，此处所描述的具体实施方式仅用于解释相关内容，而非对本发明的限定。
另外还需要说明的是，为了便于描述，附图中仅示出了与本发明相关的部分。
在不冲突的情况下，本发明中的实施方式及实施方式中的特征可以相互组合。下面将参考附图并结合实施方式来详细说明本发明。
一种压水堆核电厂的冷却方法，包括以下步骤：
S1、若反应堆发生不触发或者不需要触发安注的事故；
S2、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却；
S3、若启动控制棒驱动机构冷却风扇失败，则执上述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法。
压水堆核电厂如果发生事故而导致出现紧急停机的情况时，需要对事故的情况进行分析。
若发生事故需要触发安注系统，则判断安注系统是否能正常工作。
安注系统，为安全注射系统/应急堆芯冷却系统，其功能是确保在事故工况下，提供足够可靠的堆芯冷却，使堆芯燃料包壳表面的最小不小于即在事故工况下，当发生丧失热阱事件时，由冷却剂出口温度过高信号触发反应堆紧急停堆，主循环泵自动停止运行，此时反应堆进堆总管压力降低，应急泵将堆池水输送到堆冷却剂进堆总管，保证堆内至少有冷却流量从上至下流经堆芯并带出堆芯放出的热量。
应急堆芯冷却系统是压水堆核电厂中的专设安全设施之一。有些核电厂设置应急加硼装置。当主蒸汽管道破裂时，利用化学和容积控制系统的离心上充泵或高压安全注射泵从应急加硼箱内将硼浓度高达7000~21000μg/g的含硼水注入堆芯，向堆芯引入负反应性，保证反应堆不会重返临界，使反应堆保持安全停堆状态。
安全注射系统由安全注射箱、高压或中压安全注射和低压安全注射三个子系统组成。
若安注系统无法正常工作，则需要通过自然循环的方式进行反应堆的冷却。
若安全注射系统能够正常工作，则需要判断是否需要使用安全注射系统，如果需要使用安注系统，则通过应急堆芯冷却系统对反应堆进行冷却。
若判断不需要使用安注系统进行冷却，则需要通过自然循环的方式进行反应堆的冷却。
并且在执行自然冷却之前再次尝试重启主系统主泵，若主系统主泵启动失效，确定进行自然循环冷却。
在执行自然循环冷却的过程中，需要启动控制棒驱动机构冷却风机来对上封头流动死区进行冷却。
若控制棒驱动机构冷却风机可以正常工作，则正常的进行自然循环冷却。
若控制棒驱动机构冷却风机无法正常工作，则需要对使用其它的冷却方法，以避免在驱动机构冷却风机不可运行情况下反应堆上封头在自然循环冷却过程中的闪蒸产汽，消除自然循环冷却终止的风险。
实施例一
一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，包括以下步骤：
10、将主系统硼化至冷停堆硼浓度；
通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值，同时，将反应堆硼和水补给系统的补给控制设置成为自动控制，即通过硼浓度值自动注入对应量的硼和水。
20、维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；
30、进行主系统降压；
40、循环步骤20和步骤30，直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值；
通过降温、降压循环进行，对主系统内的温度和压力进行降温和减压。
41、主系统降温至热段温度小于第一温度；
42、主系统降压至压力等于第一压力；
43、锁闭安注信号；
44、维持主系统压力为第一压力，主系统降温至热段温度等于第二温度；
45、维持主系统过冷度，主系统降压至压力等于第二压力；
46、维持主系统压力为第二压力，主系统降温至热段温度等于第三温度。
50、维持主系统温度为第三温度，将上封头流体降温至小于第四温度；
对上封头流体进行降温，能够有效的防止主系统在自然循环冷却过程中上封头流动死区的流体的产生闪蒸产汽。
60、维持主系统温度为第三温度，维持上封头流体温度小于第四温度，将主系统压力降压至低于第三压力。进行主系统降压；
上封头流体降温后，继续对主系统进行降压。
70、隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；
80、投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
本实施例中所涉及的操作过程不需在核电厂增设新的系统和设备，利用核电厂已有的相关设备即可，主要包括核电厂主要的温度、水位、压力测量装置，化学与容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、正常余热排出系统以及其它相关控制系统，能够有效避免在驱动机构冷却风机不可运行情况下压水堆反应堆上封头在自然循环冷却过程中的闪蒸产汽，消除了自然循环冷却终止的风险，可将引导核电厂至安全可控的冷停堆状态，确保了核电厂的安全。该发明处理步骤清晰明了，操作简便，对操作员的操作负担小，有效降低误操作概率。
实施例二
下面提供一个具体的实施例，对实施例一进行应用。
将主系统硼化至冷停堆硼浓度；
通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值，同时，将反应堆硼和水补给系统的补给控制设置成为自动控制，即通过硼浓度值自动注入对应量的硼和水。
主系统降温至热段温度小于284℃，且在降压过程中需要保证：
主系统降温速率小于14℃/h；
稳压器水位在零负荷水位；
主系统温度压力在自然循环P-T图限值内；
蒸汽发生器窄量程水位为34%～50%。
主系统通过辅助喷淋系统进行降压或安全阀进行降压，主系统降压至压力等于13.56MPa(a)，其中MPa(a)表示为绝对压力。
锁闭安注信号，避免安注系统工作。
维持主系统压力为13.56MPa(a)，主系统降温至热段温度等于225℃，且需要保证：
主系统降温速率小于14℃/h；
稳压器水位在零负荷水位；
主系统温度压力在自然循环P-T图限值内。
维持主系统过冷度70℃，主系统降压至压力等于8.27MPa(a)；
维持主系统压力为8.27MPa(a)，主系统降温至热段温度等于177℃。
维持主系统温度为177℃，将上封头流体降温至小于210℃；
对上封头流体进行降温，能够有效的防止主系统在自然循环冷却过程中上封头流动死区的流体的产生闪蒸产汽。
维持主系统温度为177℃，维持上封头流体温度小于210℃，通过辅助喷淋系统或安全阀将主系统压力降压至低于7MPa(a)。
隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值2.7MPa(a)；
投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
另外的，主系统通过辅助喷淋系统进行降压，若辅助喷淋系统不可用，则使用稳压器安全阀进行降压。
实施例三
本实施例实施例一与实施例二的区别在于，更改了控制棒驱动机构冷却风机的检测时机，从而整体上更改了操作步骤，具体步骤如下：
压水堆核电厂如果发生事故而导致出现紧急停机的情况时，需要对事故的情况进行分析。
若发生事故需要触发安注系统，则判断安注系统是否能正常工作。
若安注系统无法正常工作，则需要通过自然循环的方式进行反应堆的冷却。
若安全注射系统能够正常工作，则需要判断是否需要使用安全注射系统，如果需要使用安注系统，则通过应急堆芯冷却系统对反应堆进行冷却。
若判断不需要使用安注系统进行冷却，则需要通过自然循环的方式进行反应堆的冷却。
并且在执行自然冷却之前再次尝试重启主系统主泵，若主系统主泵启动失效，确定进行自然循环冷却。
将主系统硼化至冷停堆硼浓度；
通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值，同时，将反应堆硼和水补给系统的补给控制设置成为自动控制，即通过硼浓度值自动注入对应量的硼和水。
主系统降温至热段温度小于284℃，且在降压过程中需要保证：
主系统降温速率小于14℃/h；
稳压器水位在零负荷水位；
主系统温度压力在自然循环P-T图限值内；
蒸汽发生器窄量程水位为34%～50%。
主系统通过辅助喷淋系统进行降压或安全阀进行降压，主系统降压至压力等于13.56MPa(a)，其中MPa(a)表示为绝对压力。
锁闭安注信号，避免安注系统工作。
维持主系统稳定在13.56MPa(a)：
并且，通过反应堆本身具有的仪器、传感器、系统对主系统的冷却过程进行监控，确保堆芯出口热电偶温度在下降，主系统热段温度在下降，堆芯出口过冷度在上升。
此时需要启动控制棒驱动机构冷却风机来对上封头流动死区进行冷却。
若控制棒驱动机构冷却风机可以正常工作，则正常的进行自然循环冷却。
若控制棒驱动机构冷却风机无法正常工作，则需要对使用其它的冷却方法，以避免在驱动机构冷却风机不可运行情况下反应堆上封头在自然循环冷却过程中的闪蒸产汽，消除自然循环冷却终止的风险。
维持主系统压力为13.56MPa(a)，主系统降温至热段温度等于225℃，且需要保证：
主系统降温速率小于14℃/h；
稳压器水位在零负荷水位；
主系统温度压力在自然循环P-T图限值内。
维持主系统过冷度70℃，主系统降压至压力等于8.27MPa(a)；
维持主系统压力为8.27MPa(a)，主系统降温至热段温度等于177℃。
维持主系统温度为177℃，将上封头流体降温至小于210℃；
对上封头流体进行降温，能够有效的防止主系统在自然循环冷却过程中上封头流动死区的流体的产生闪蒸产汽。
维持主系统温度为177℃，维持上封头流体温度小于210℃，通过辅助喷淋系统或安全阀将主系统压力降压至低于7MPa(a)。
隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值2.7MPa(a)；
投入余热排出系统，将主系统继续冷却至冷停堆工况。
在整个主系统的降温过程中，通过核电厂已有的相关设备（主要包括核电厂主要的温度、水位、压力测量装置，化学与容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、正常余热排出系统以及其它相关控制系统）对降温过程进行监控。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例/方式”、“一些实施例/方式”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例/方式或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本申请的至少一个实施例/方式或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例/方式或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例/方式或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例/方式或示例以及不同实施例/方式或示例的特征进行结合和组合。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，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”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本申请的描述中，“多个”的含义是至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。
本领域的技术人员应当理解，上述实施方式仅仅是为了清楚地说明本发明，而并非是对本发明的范围进行限定。对于所属领域的技术人员而言，在上述发明的基础上还可以做出其它变化或变型，并且这些变化或变型仍处于本发明的范围内。

Claims (8)

1.一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：
10、将主系统硼化至冷停堆硼浓度；
20、维持主系统压力稳定，进行主系统热段降温；
30、进行主系统降压；
40、循环步骤20和步骤30，直至主系统热段温度降至设定值，主系统压力降至设定值，具体包括：
41、主系统降温至热段温度小于第一温度；
42、主系统降压至压力等于第一压力；
43、锁闭安注信号；
44、维持主系统压力为第一压力，主系统降温至热段温度等于第二温度；
45、维持主系统过冷度，主系统降压至压力等于第二压力；
46、维持主系统压力为第二压力，主系统降温至热段温度等于第三温度；
50、进行上封头流体降温；
60、进行主系统降压；
70、隔离安注箱，并使主系统降压至最终压力值；
80、将主系统冷却至冷停堆工况；
其中，所述第一温度为284℃，所述第二温度为225℃，所述第三温度为177℃，所述过冷度为70℃，所述第一压力为13.56MPa(a)，所述第二压力为8.27MPa(a)，所述最终压力值为2.7MPa(a)。
2.根据权利要求1所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，在步骤10中，通过取样分析确定主系统到达冷停堆硼浓度值。
3.根据权利要求2所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，步骤50中，维持主系统温度为第三温度，将上封头流体降温至小于第四温度，其中所述第四温度为210℃。
4.根据权利要求3所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，步骤60中，维持主系统温度为第三温度，维持上封头流体温度小于第四温度，将主系统压力降压至低于第三压力，其中所述第三压力为7MPa(a)。
5.根据权利要求1所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，在步骤20和步骤40中，主系统降温速率小于14℃/h，稳压器水位在零负荷水位，主系统温度压力在自然循环P-T图限值内，蒸汽发生器窄量程水位为34%～50%。
6.根据权利要求1所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，在步骤40中，主系统降温速率小于14℃/h，稳压器水位在零负荷水位，主系统温度压力在自然循环P-T图限值内。
7.根据权利要求1所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法，其特征在于，主系统通过辅助喷淋系统进行降压，若辅助喷淋系统不可用，则使用稳压器安全阀进行降压。
8.一种压水堆核电厂的冷却方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、若反应堆发生不触发或者不需要触发安注的事故，尝试重启主系统主泵；
S2、若主系统主泵启动失败，则执行自然循环冷却，在执行自然循环冷却的过程中，启动控制棒驱动机构冷却风扇；
S3、若启动控制棒驱动机构冷却风扇失败，则执行如权利要求1-7中任一项所述的一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法。
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