[发明专利]一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法

说明书

本发明公开了一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，包括以下步骤：对主系统进行冷却降温和降压，并在其过程中，依次停运中压安注泵；停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵；根据稳压器水位或堆芯出口过冷度重启中压安注泵或安注箱水量情况，隔离安注箱；若热管段温度和一回路系统压力下降一定水平，则接入余热排出系统；对主系统进行持续冷却，将压水堆核电厂带至冷停堆状态。本发明解决了对先进的三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的冷停堆。

技术领域

本发明涉及核安全领域，具体涉及一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法。

背景技术

在核电厂发生破口事故时，有一类破口尺寸的事故比较难以应对，即中小破口失水事故。因为这类事故不像极小破口失水事故，能够通过上充流量弥补破口流量，又不像大破口失水事故能够快速卸压，低压安注能够迅速投入。因此，需要采取合理的应对手段将系统带至冷停堆状态。

设置一套合理的应对中小破口失水事故的方法非常重要，因为在先进的三代核电厂设计中，安注系统的配置、安注流量的设计等会有所改进，因此以往的应对中小破口失水事故的方法可能不再适用，需要通过分析安注系统配置特征的基础上，进行大量的破口谱分析论证，进而获得一套合理的应对方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：现有技术中没有针对三代核电厂中小破口失水事故的合理应对方法，目的在于提供一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，解决了对三代核电厂中中小破口失水事故合理应对的问题，以保障核电厂出现中小破口失水事故时，能够安全有效的将系统进行冷停堆。

本发明通过下述技术方案实现：

一种压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法，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。

由于中小破口失水事故不像极小破口失水事故，能够通过上充流量弥补破口流量，又不像大破口失水事故能够快速卸压，低压安注能够迅速投入，因此需要通过分析安注系统配置特征的基础上，进行大量的破口谱分析论证，进而获得一套合理的应对方法。本发明方法首先进行一系列复位及检查工作之后，(包括：检查主泵是否停止、安注复位、快速冷却复位等)判定发生了中小破口失水事故，开始对主系统进行冷却降温和降压，并且降温降压过程中，依次停运中压安注泵，停运所有中压安注泵之后，调节上充流量，维持稳压器水位，要确认不再需要中压安注流量，若此时发现稳压器水位下降或堆芯出口过冷度降低至小于一定值时，需要重新启动一台中压安注泵，检查是否应隔离安注箱，检查余热排出系统是否可以投入运行，对系统进行持续冷却，将电厂带至冷停堆状态。自主化三代核电厂在设计上与二代以及二代加电厂不同，包括稳压器设计，安注系统设计均有很大差异，因此需要特别针对自主化三代核电厂进行规程开发。本发明方法根据先进三代核电厂的特有配置(区别于二代核电厂)，设计出专门针对先进三代核电厂的压水堆核电厂中小破口失水事故应对方法。

进一步的，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。

进一步的，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。