[发明专利]一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法

权利要求书

1.一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：对主系统进行冷却降温，且冷却降温速率不超过阈值降温速率；

S2：通过稳压器主喷淋、稳压器辅助喷淋或稳压器安全阀对主系统进行降压；

S3：对主系统进行降温和降压的过程中，依次停运中压安注泵；

S4：停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，若稳压器水位或堆芯出口过冷度满足第一预设值时，则重启一台中压安注泵；

S5：若稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至第一预设值，或安注箱水量低于预设值，则隔离安注箱；

S7：若热管段温度和一回路系统压力下降至第二预设值，则接入余热排出系统；

S8：对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态；

其中，所述第一预设值为：堆芯出口过冷度小于特定差值或稳压器水位小于特定比值，

所述第二预设值为：热管段温度小于温度阈值且一回路压力小于压力阈值。

2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，压水堆核电厂发生了中小破口失水事故的判断方法为：发生破口事故时，上充流量无法弥补破口流量，且无法停止所有中压安注泵。

3.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，所述步骤S1包括：若RHR系统未投入运行，则通过完好蒸汽发生器排汽至凝汽器或通过完好蒸汽发生器的大气释放阀排汽；若RHR系统已投入运行，则通过RHR系统冷却主系统。

4.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，步骤S1中所述阈值降温速率范围为50℃/h-60℃/h。

5.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，所述特定差值的范围为15K-25K，所述特定比值的范围为25％-35％；所述温度阈值范围为170℃-185℃，所述压力阈值范围为2.3MPa-3.3MPa。

6.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，所述步骤S2中，当已停运一台或两台中压安注泵时，通过调节喷淋流量，来防止过冷度丧失而导致重启中压安注。

7.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，所述步骤S2中，当已丧失厂外电时，则根据压水堆核电厂状态和需求，交替启用辅助喷淋或上充泵。

8.根据权利要求7所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，若过冷度下降较快，则以启用上充泵为主，若过冷度较高，则以启用辅助喷淋为主。

9.根据权利要求1所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，所述步骤S3包括：当稳压器水位和堆芯出口过冷度均满足要求时，依次停运中压安注泵，每停运一台中压安注泵后，均检查主系统压力，当主系统压力稳定或增加后，停止另一台中压安注泵。

10.根据上述任一权利要求所述的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，其特征在于，若主系统压力低于低压安注截止压头，则启动低压安注泵。