CN115775641A - 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 - Google Patents
一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN115775641A CN115775641A CN202211654998.8A CN202211654998A CN115775641A CN 115775641 A CN115775641 A CN 115775641A CN 202211654998 A CN202211654998 A CN 202211654998A CN 115775641 A CN115775641 A CN 115775641A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- reactor
- steam
- shutdown
- reactor protection
- steam generator
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统，涉及反应堆保护技术领域，该方法和系统用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；通过实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据，并以此作为直流式蒸汽发生器停机事故的判定依据，用以判断触发反应堆保护信号并执行相应保护动作，能够在安全级平台的反应堆保护系统失效的情况下，及时触发相应的保护动作，对核电厂提供多样化保护，从而确保核电厂安全；以蒸汽发生器二次侧蒸汽压力增加到停堆整定值时触发紧急停堆信号，更高效的触发保护动作，提高核电厂的安全性。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆保护技术领域，具体涉及一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统。
背景技术
对于反应堆保护系统采用数字化控制系统(DCS)的核电厂，正常情况下发生汽轮机停机事故时，安全级平台的反应堆保护系统(RRP)将实现触发紧急停堆系统和驱动专设安全设施的功能，安全级平台的反应堆保护系统的主要功能是在异常工况或事故工况下，通过停堆和(或)启动专设安全设施，以防止或减轻堆芯和冷却剂系统部件的损坏，保护三大核安全屏障的完整性，避免引起放射性物质大量逸出，保护核电厂周围环境不受污染以及人员的安全。
由于某些不可预知的故障导致DCS发生共模故障时，安全级平台的RRP系统功能丧失，安全级平台的RRP中自动触发的安全功能都基本失效，无法及时触发相应的保护动作，可能危及堆芯安全。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是：传统的安全级平台的反应堆保护系统故障和汽轮机停机事故同时发生时，RRP系统无法及时触发相应的保护动作，可能危及堆芯安全；本发明目的在于提供一种应对采用直流式蒸汽发生器的反应堆发生汽轮机停机事故的保护方法及系统，所述方法用于采用直流式蒸汽发生器的反应堆，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；通过实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据，并以此作为直流式蒸汽发生器停机事故的判定依据，触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
本发明通过下述技术方案实现：
本方案提供一种应对采用直流式蒸汽发生器的反应堆发生汽轮机停机事故的保护方法，所述方法用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；包括：
步骤一：实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
步骤二：对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，进入步骤三；否则，返回步骤一；
步骤三：触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
本方案工作原理：传统的安全级平台的反应堆保护系统故障和汽轮机停机事故同时发生时，RRP系统无法及时触发相应的保护动作，可能危及堆芯安全；为了应对采用直流式蒸汽发生器的核电厂发生汽轮机停机事故的同时，叠加反应堆保护系统发生共模故障不能提供正常保护功能的情况，本方案提供了一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，所述方法用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；本方案通过实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据，并以此作为直流式蒸汽发生器停机事故的判定依据，触发反应堆保护信号并执行相应保护动作，能够在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的情况下，及时触发相应的保护动作，对核电厂提供多样化保护，从而确保核电厂安全。
传统的安全级平台的反应堆保护系统在进行直流式蒸汽发生器停机状态判定时，主要依据蒸汽发生器一次侧的多种相关参数，在进行判断过程中需要将各类数据先分别处理后再进行归一化处理，这样不仅需要投入更多的成本，还影响保护过程的时效性；经过大量的研究表明在事故发生后，蒸汽发生器二次侧蒸汽压力升高，反应堆二回路带走堆芯热量的能力下降、反应堆一回路的压力升高；在安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下，反应堆主保护系统丧失保护功能；因此本方案提供了新的技术构思：在蒸汽发生器二次侧蒸汽压力增加到停堆整定值时，触发紧急停堆信号，随之，控制棒下落降低反应堆功率，紧急停堆信号出现时触发主给水管线隔离、非能动余热排出系统投运，更高效的触发保护动作，提高核电厂的安全性。
进一步优化方案为，所述反应堆保护方法独立于核电厂安全级平台的保护系统。
进一步优化方案为，步骤一包括过程：
在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上设置取压口；
在取压口处用仪表管将蒸汽压力引入压力变送器中测量蒸汽压力，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上。
进一步优化方案为，所述预处理包括：
筛选并删除蒸汽发生器二次侧蒸汽压力信号中的异常数据，并获取当前异常数据t时刻前数据和t+1时刻数据，求取t时刻前数据和t+1时刻数据的平均数用于替换当前异常数据。
由于该反应堆保护方法需要及时触发保护动作，因此对于异常数据不是直接删除，而是以邻近时刻的历史数据进行填补，以防后续的预设阈值判断过程中断，影响保护过程的连续性。
进一步优化方案为，所述反应堆保护信号包括紧急停堆信号，紧急停堆信号相应的保护动作包括：反应堆停堆动作，紧急停堆信号触发的保护动作包括：非能动余热排出系统投运动作、主给水管线隔离动作。
本方案还提供一种应对采用直流式蒸汽发生器的反应堆发生汽轮机停机事故的保护系统，用于实现上述方案所述的应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，包括：
测量模块，用于采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
计算模块，用于对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，则触发驱动模块；否则，重新触发测量模块；
驱动模块，用于触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。在满足规定的逻辑组合要求时计算模块发出紧急停堆信号；随之，驱动模块根据紧急停堆信号触发主给水隔离及非能动余热排出系统投运等操作。
为了应对核电厂发生汽轮机停机事故时反应堆保护系统发生共模故障不能提供正常保护功能的情况，本方案设计了独立于安全级平台之外的多样化保护系统，通过对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行监测处理对核电厂提供多样化保护，从而确保核电厂安全。
进一步优化方案为，所述反应堆保护系统独立于安全级平台的保护系统。本方案通过设置独立于安全级平台之外的多样化保护系统缓解汽轮机停机事故叠加安全级RRP失效的后果，将反应堆及核电厂维持在一定的安全状态。在汽轮机停机事故叠加安全级RRP失效的情况下，反应堆主保护系统丧失保护功能时，依然能够对核电厂进行保护。
进一步优化方案为，所述测量模块包括仪表管和压力变送器，
所述仪表管在取压口处将蒸汽发生器二次侧蒸汽压力引入压力变送器进行蒸汽压力测量，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上，所述取压口设置在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上；测量模块还包括压力采集器等其他需要的仪器。
进一步优化方案为，所述驱动模块包括：反应堆停堆驱动单元、非能动余热排出系统投运驱动单元和主给水管线隔离驱动单元。
进一步优化方案为，还包括信号转化模块，所述信号转化模块将计算模块输出的模拟量信号转化为数字量信号后发送给测量模块和驱动模块。
当蒸汽发生器二次侧蒸汽压力高于阈值时触发紧急停堆；当紧急停堆信号出现时触发主给水隔离及非能动余热排出系统投运，及时保证核电厂的安全，提高了核电厂的安全性。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
为了应对采用直流式蒸汽发生器的核电厂发生汽轮机停机事故时反应堆保护系统发生共模故障不能提供正常保护功能的情况，本方案提供了一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统，专门针对直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；本方案通过实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据，并以此作为直流式蒸汽发生器汽轮机停机事故的判定依据，触发反应堆保护信号并执行相应保护动作，能够在安全级平台的反应堆保护系统失效的情况下，及时触发相应的保护动作，对核电厂提供多样化保护，从而确保核电厂安全。
附图说明
为了更清楚地说明本发明示例性实施方式的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他相关的附图。在附图中：
图1为应对直流式蒸汽发生器汽轮机停机事故的反应堆保护方法流程示意图；
图2为应对直流式蒸汽发生器汽轮机停机事故的反应堆保护系统结构示意图。
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。
安全级平台的反应堆保护系统(RRP)将实现触发紧急停堆系统和驱动专设安全设施的功能，安全级平台的反应堆保护系统的主要功能是在异常工况或事故工况下，通过停堆和(或)启动专设安全设施，以防止或减轻堆芯和冷却剂系统部件的损坏，保护三大核安全屏障的完整性，避免引起放射性物质大量逸出，保护核电厂周围环境不受污染以及人员的安全。
由于某些不可预知的故障导致数字化控制系统发生共模故障，安全级平台的RRP系统功能丧失，安全级平台的反应堆保护系统中自动触发的安全功能都基本失效，无法及时触发相应的保护动作，可能危及堆芯安全。
本发明提供以下实施例以解决上述技术问题：
实施例1
本实施例提供一种应对采用直流式蒸汽发生器的反应堆发生汽轮机停机事故的反应堆保护方法，所述反应堆保护方法独立于安全级平台的保护方法，所述反应堆保护方法用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；如图1所示，包括：
步骤一：实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
步骤一包括过程：
在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上设置取压口；
在取压口处用仪表管将蒸汽压力引入压力变送器中测量蒸汽压力，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上。
步骤二：对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，进入步骤三；否则，返回步骤一；
所述预处理包括：
筛选并删除蒸汽发生器二次侧蒸汽压力信号中的异常数据，并获取当前异常数据t时刻前数据和t+1时刻数据，求取t时刻前数据和t+1时刻数据的平均数用于替换当前异常数据。
所述反应堆保护信号包括紧急停堆信号，紧急停堆信号相应的保护动作包括：反应堆停堆动作，紧急停堆信号触发的保护动作包括：非能动余热排出系|统投运动作、主给水管线隔离动作。
步骤三：触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
本发明通过设置安全级平台之外多样化保护方法，能够在汽轮机停机叠加安全级RRP失效事故下触发紧急停堆、启动非能动余热排出系统和隔离主给水管线从而保证核电厂的安全，提高了核电厂的安全性。
实施例2
本实施例提供一种应对采用直流式蒸汽发生器的反应堆发生汽轮机停机事故的反应堆保护系统，用于实现上一实施例所述的应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，所述反应堆保护系统用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；所述反应堆保护系统独立于核电厂安全级平台的保护系统；如图2所示，反应堆保护系统包括：
测量模块，用于采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
计算模块，用于对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，则触发驱动模块；否则，重新触发测量模块；
驱动模块，用于触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
所述测量模块包括仪表管和压力变送器，
所述仪表管在取压口处将蒸汽发生器二次侧蒸汽压力引入压力变送器进行蒸汽压力测量，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上，所述取压口设置在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上。
所述驱动模块包括：反应堆停堆驱动单元、非能动余热排出系统投运驱动单元和主给水管线隔离驱动单元。
还包括信号转化模块，所述信号转化模块将计算模块输出的模拟量信号转化为数字量信号后发送给测量模块和驱动模块。在计算模块对测量获得的相关数据进行阈值比较、逻辑处理后得到逻辑表决的模拟量信号，信号转化模块将模拟量信号转换为开-关信号传递给驱动模块；完成控制棒驱动机构电源柜等动作的安全驱动，实现核电厂的保护操作。
多样化的测量模块、计算模块和驱动模块能够在发生汽轮机停机事故叠加安全级RRP失效事故后触发紧急停堆、隔离主给水管线及投运非能动余热排出系统，从而保证堆芯的安全。
本实施例的系统设计为“多样化保护，自动触发，自动动作”，相关系统和设备不受主保护系统共模故障的影响，在反应堆参数达到整定值后触发自动保护信号，执行相应的自动动作。
本领域普通技术人员可以理解实现上述事实和方法中的全部或部分步骤是可以通过程序来指令相关的硬件来完成，涉及的程序或者所述的程序可以存储于一计算机所可读取存储介质中，该程序在执行时，包括如下步骤：步骤一：实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
步骤二：对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，进入步骤三；否则，返回步骤一；步骤三：触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
所述的存储介质可以是ROM/RAM、磁碟、光盘等等。
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)
1.一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，其特征在于，所述方法用于直流式蒸汽发生器，且用于在核电厂安全级平台的反应堆保护系统失效的工况下；包括：
步骤一：实时采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
步骤二：对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，则进入步骤三；否则，返回步骤一；
步骤三：触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
2.根据权利要求1所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，其特征在于，所述反应堆保护方法独立于核电厂安全级平台的反应堆保护系统。
3.根据权利要求2所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，其特征在于，步骤一包括过程：
在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上设置取压口；
在取压口处用仪表管将蒸汽压力引入压力变送器中测量蒸汽压力，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上。
4.根据权利要求2所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，其特征在于，所述预处理包括：
筛选并删除蒸汽发生器二次侧蒸汽压力信号中的异常数据，并获取当前异常数据t时刻前数据和t+1时刻数据，求取t时刻前数据和t+1时刻数据的平均数用于替换当前异常数据。
5.根据权利要求2所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，其特征在于，所述反应堆保护信号包括紧急停堆信号，紧急停堆信号相应的保护动作包括：反应堆停堆动作，紧急停堆信号触发的保护动作包括：非能动余热排出系统投运动作、主给水管线隔离动作。
6.一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护系统，其特征在于，用于实现权利要求1-5任一项所述的应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法，包括：
测量模块，用于采集反应堆的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据；
计算模块，用于对蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据进行预处理，并判断预处理后的蒸汽发生器二次侧蒸汽压力数据是否超过预设阈值，若是，则触发驱动模块；否则，重新触发测量模块；
驱动模块，用于触发反应堆保护信号并执行相应保护动作。
7.根据权利要求6所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护系统，其特征在于，所述反应堆保护系统独立于核电厂安全级平台的反应堆保护系统。
8.根据权利要求7所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护系统，其特征在于，所述测量模块包括仪表管和压力变送器，
所述仪表管用于在取压口处将蒸汽发生器二次侧蒸汽压力引入压力变送器后进行蒸汽压力测量；
所述取压口设置在主蒸汽安全阀上游的主蒸汽管线上，所述压力变送器安装于安全壳外的主蒸汽管线上。
9.根据权利要求7所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护系统，其特征在于，所述驱动模块包括：反应堆停堆驱动单元、非能动余热排出系统投运驱动单元和主给水管线隔离驱动单元。
10.根据权利要求7所述的一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护系统，其特征在于，还包括信号转化模块，所述信号转化模块将计算模块输出的模拟量信号转化为数字量信号后发送给测量模块和驱动模块。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202211654998.8A CN115775641A (zh) | 2022-12-22 | 2022-12-22 | 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202211654998.8A CN115775641A (zh) | 2022-12-22 | 2022-12-22 | 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN115775641A true CN115775641A (zh) | 2023-03-10 |
Family
ID=85392764
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202211654998.8A Pending CN115775641A (zh) | 2022-12-22 | 2022-12-22 | 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN115775641A (zh) |
-
2022
- 2022-12-22 CN CN202211654998.8A patent/CN115775641A/zh active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5642091B2 (ja) | 原子炉の過渡緩和システム | |
| CN110415848B (zh) | 一种应对排热减少叠加swccf事故的保护系统 | |
| CN111681794B (zh) | 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及系统 | |
| RU2706739C2 (ru) | Способ управления остановом водо-водяного ядерного реактора | |
| CN115775641A (zh) | 一种应对汽轮机停机事故的反应堆保护方法及系统 | |
| JP2009176205A (ja) | 桁探索木の初期危険因子解析装置 | |
| CN113593739A (zh) | 一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法 | |
| JP2922374B2 (ja) | 原子力プラント事故対応支援システム | |
| GB2537957A (en) | Emergency core cooling system of nuclear power plant | |
| Tjahyani et al. | The assessment of the radioactive releases from the confinement structure of AP1000 by probabilistic safety analysis | |
| Burchill | Insights from the Three | |
| Ullah et al. | Steam Generator Tube Rupture Accident at a NPP and Exploration of Mitigation Strategies for Its Consequence | |
| Pan et al. | Reliability analysis of emergency boron injection system based on dynamic flowgraph methodology | |
| Wenhui et al. | PSA Application in the Diverse Actuation System Design | |
| Wang et al. | Interfaces between Emergency State Classification and Operating Procedures in Nuclear Power Plants | |
| Lyubarskiy et al. | “Practical elimination” principle in the Akkuyu Nuclear Power Plant design | |
| Weidong et al. | Spent Fuel Pool Risk Analysis for a CPR1000 Unit | |
| Liu et al. | RESEARCH ON SYSTEM STRUCTURE IMPROVEMENT OF HPR1000 SYMPTOM BASED EMERGENCY OPERATING PROCEDURES | |
| TW200910380A (en) | Preliminary risk factor analysis device for a sequence tree | |
| Ojha et al. | Regulatory interventions necessitated by non-conservative operator decisions | |
| Dusek | Two significant events in the NPP Dukovany in 1995 | |
| Preston et al. | Utilization of the emergency response facilities described in NUREG-0696 | |
| LANGE | BASIC INFORMATION ON DESIGN FEATURES OF THE N4 NUCLEAR POWER PLANT | |
| Plan et al. | Based on these occurrences how will RCS flow in the 1B Loop respond? | |
| JPH05172983A (ja) | 原子力発電プラントの定検作業管理システム |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination |