[发明专利]一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法

说明书

本发明涉及核电设计领域，尤其涉及一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法。所述先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法，包括以下步骤：步骤S1：安全壳边界贯穿件及工艺管线梳理；步骤S2：安全壳整体性实现先决条件设计；步骤S3：基于安全壳功能要求的试验项目设计；步骤S4：安全壳整体性的压力阶梯设计以及升降压速率设计；步骤S5：形成先进压水堆核电机组安全壳整体性试验方案设计。本发明最大程度上保证了试验的安全性和可实施性，同时对提高核电厂的可利用率有很大的积极作用。

技术领域

本发明涉及核电设计领域，尤其涉及一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法。

背景技术

作为限制放射性物质向环境释放的最后一道屏障，压水堆核电厂的安全壳承担着在正常运行及事故工况下包容放射性物质、屏蔽辐射以及保护反应堆免受外部自然事件和人为事件影响的安全功能。安全壳的设计需保证核电厂向环境的任何放射性释放都保持在合理可行尽量低的水平，在运行工况下不超过放射性释放的监管排放限值，在事故工况下不超过放射性释放的可接受限值。并且，基于可运行性要求，安全壳的设计还应为壳内外设备的机械连接、电气连接及正常运行期间的人员出入提供通道。为验证以上安全功能和可运行性，需在机组首次装料前调试及运行后换料大修期间对安全壳进行相关性能试验。

由于核电厂的安全壳整体性试验占用机组装料前调试及运行后换料大修的主线工期，其试验方案设计的合理性和可行性对提高核电厂的可利用率至关重要。

目前，国内在役压水堆核电机组安全壳整体性试验大多基于质量点法测量安全壳的整体泄漏率，并在整体性试验期间对安全壳结构完整性和相关功能要求进行验证，试验原理上并没有明显差别。但由于所遵循的标准及安全壳结构和功能设计差异，各核电堆型安全壳整体性试验的设计在升降压速率、压力阶梯及持续时间、各阶梯的试验内容等方面存在着较大的差异，且可能存在着压力阶梯设计不合理、阶梯持续试验过长或升降压曲线设计不完善等不利影响。

如何明确先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的执行策略，以规范安全壳整体性试验的具体执行，提高核电厂运行的安全性和经济性是亟待解决的难题。

发明内容

本发明要解决的技术问题是：提供一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法，最大程度上保证了试验的安全性和可实施性，同时对提高核电厂的可利用率有很大的积极作用。

本发明提供了一种先进压水堆核电厂安全壳整体性试验的设计方法，包括以下步骤：

步骤S1：安全壳边界贯穿件及工艺管线梳理；

步骤S2：安全壳整体性试验先决条件设计；

步骤S3：基于安全壳功能要求的试验项目设计；

步骤S4：安全壳整体性的压力阶梯设计以及升降压速率设计；

步骤S5：形成先进压水堆核电机组安全壳整体性试验方案设计。

优选地，所述步骤S1中，具体包括：

对于贯穿安全壳的所有贯穿件及工艺管线进行梳理，以清单形式分析各工艺管线及贯穿件的配置和功能，其中贯穿件包括：工艺贯穿件，电气贯穿件，人员及应急闸门，设备闸门，燃料转运通道，以及备用贯穿件。

优选地，所述步骤S2具体包括：根据所述贯穿件和工艺管线梳理的结果，结合试验可实施性和准确性要求，对边界状态进行设计，形成边界状态相关的试验先决条件；结合试验期间的消防及人员保护要求，对试验期间人员、工艺系统和设备保护的相关试验条件进行设计，形成安全相关的试验先决条件。

优选地，所述步骤S2中，所述边界状态相关的试验先决条件包括：贯穿件隔离，工艺系统对空或排水，以及试验设备应具备的条件；

所述安全相关的试验先决条件包括对于人员保护，工艺系统和设备保护，及消防措施应具备的条件。