[发明专利]核电站主回路的超压保护的控制方法及系统

说明书

技术领域

本发明涉及压水堆核电站的设计和建造中的反应堆压力容器的保护，尤其涉及一种在余热排出系统因为事故被隔离的情况下，实现简单、有效的主回路冷态超压防护的核电站主回路的超压保护的控制方法及系统。

背景技术

反应堆压力容器的材料为不锈钢，在低温工况下存在冷脆现象，尤其是经过长期辐照后，材料断裂韧性会进一步降低。因此，低温工况下，反应堆压力容器脆性断裂风险高，参见图2是主回路压力容器的温度-极限承受压力曲线示意图，曲线C1表示压力容器在随着温度变化所能承受的极限压力，曲线C1的上方区域即为压力容器脆性断裂风险高的情况，反应堆冷却剂系统运行压力必须被限制在可接受的水平。

反应堆冷却剂系统设置了稳压器安全阀，用于执行功率运行期间主回路的超压保护功能，但由于其开启压力较高，不能用作低温工况下的超压保护。

在启、停堆期间，当系统温度较低时，通常由余热排出系统安全阀（开启压力定值：P1）来防止主回路超压。参照图2，余热排出系统安全阀投入保护状态的条件是主回路温度低于温度T1，在这种低温状态下，一旦主回路压力到达压力P1，余热排出系统安全阀自动开启进行卸压。一旦余热排出系统出现破口，该系统将被隔离，主回路只能依靠稳压器上的安全阀（开启压力定值：P3）来执行超压保护，由于稳压器安全阀的自动开启压力太高，在温度低于T1的情况下不能保护压力容器。

因此现有技术的上述低温超压保护完全依赖于余热排出系统，导致主回路的低温超压保护比较脆弱。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述低温超压保护完全依赖于余热排出系统的保护脆弱的缺陷，提供一种在余热排出系统因为事故被隔离的情况下，实现简单、有效的主回路冷态超压防护的核电站主回路的超压保护的控制方法及系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电站主回路的超压保护的控制方法，所述方法包括以下步骤：

S1、检测主回路的实时温度和实时压力并判断主回路的实时温度是否低于第一预设温度T1，如果是，转步骤S2，否则，转步骤S3；

S2、余热排出系统安全阀进入超压保护状态，稳压器安全阀进入第一超压保护状态；

S3、所述余热排出系统安全阀进入隔离状态，所述稳压器安全阀自动取消所述第一超压保护状态并进入第二超压保护状态。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述步骤S2具体包括：

在所述余热排出系统安全阀处于正常状态时，当所述主回路的压力达到第一开启压力P1，所述余热排出系统安全阀自动开启，实现降低所述主回路的压力；

在所述余热排出系统安全阀失效时，当所述主回路的压力达到第二开启压力P2，控制所述稳压器安全阀的电磁阀自动带电，以强制打开所述稳压器安全阀，实现降低所述主回路的压力。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述步骤S3中，当所述主回路的压力达到第三开启压力P3，所述稳压器安全阀自动开启，实现降低所述主回路的压力。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述第二开启压力P2大于所述第一开启压力P1。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述第三开启压力P3大于所述第二开启压力P2。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述步骤S2中的所述稳压器安全阀投入第一超压保护状态必须由操作人员手动确认生效。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，操作人员手动确认生效的条件是所述主回路的温度小于所述第二预设温度T2且所述主回路的压力小于预设压力P4。

在本发明所述的核电站主回路的超压保护的控制方法中，所述预设压力P4小于所述第一开启压力P1，所述第二预设温度T2大于所述第一预设温度T1。

本发明还公开了一种核电站主回路的超压保护的控制系统，所述系统包括主控系统、检测系统、余热排出系统和主回路系统；

所述主控系统分别与所述检测系统、余热排出系统和主回路系统相连接，所述检测系统还分别与所述余热排出系统和主回路系统相连接；

所述检测系统用于检测主回路的实时温度和实时压力并将结果输送至所述主控系统；