[发明专利]一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法

摘要

本发明属于核电站安全评估技术领域，具体涉及一种华龙一号堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法。该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集；环节2：确定代表性严重事故序列；环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；环节4：严重事故序列计算分析；环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则；环节6：CIS系统有效性独立评估。通过计算分析得到的压力容器下封头外壁面热流密度与CHF实验结果比对分析，成功验证了该系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性，解决了对华龙一号堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估的问题。

主权项

1.一种堆腔注水冷却系统有效性独立评估的方法，应用该方法的堆型核电机组设置堆腔注水冷却系统，在发生堆芯熔化的设计扩展工况时，该系统通过对压力容器外壁面进行冷却带走堆芯熔融物热量，降低压力容器外壁面的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留，以提高核电机组的安全性；其特征在于，该方法对核电机组堆腔注水冷却系统有效性评价结果进行独立评估，具体包括以下步骤：环节1：CIS系统有效性独立评估数据收集收集核电机组堆腔注水冷却系统有效性分析所需系统参数、运行参数、设备参数、运行规程，为后续环节3建立计算分析模型和环节4严重事故序列计算分析进行数据输入准备；环节2：确定代表性严重事故序列环节2‑1：以特定电厂设计阶段功率运行工况概率安全评价PSA确定导致堆芯损伤的支配性序列为基础，对支配性序列进行归并、筛选，形成CIS系统有效性独立评估的第1部分严重事故序列；环节2‑2：根据工程经验判断，筛选出典型的严重事故序列，作为CIS系统有效性独立评估的第2部分严重事故序列；环节2‑3：筛选出的第1部分和第2部分严重事故序列作为CIS系统有效性独立评估具有代表性的严重事故序列；环节3：建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型MAAP4程序是压水堆核电站严重事故分析程序，属于系统性程序，通过该程序对代表性严重事故序列进行计算分析；结合环节1收集的MAAP4程序建模所需的输入数据，对反应堆冷却剂系统、安全壳、堆芯区域、压力容器下封头和筒体区域、压力容器下封头熔融池进行模拟，建立CIS系统有效性独立评估计算分析模型；环节4：严重事故序列计算分析基于MAAP4程序建立的CIS系统有效性独立评估的计算分析模型，对环节2确定的具有代表性的严重事故序列进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的热流密度；针对环节2‑1和环节2‑2所确定的每一种代表性严重事故序列，对环节3构建的CIS系统有效性独立评估计算分析模型进行输入设置，然后运行MAAP4程序进行计算分析，得到每一种代表性严重事故序列下堆芯熔化后压力容器外壁面不同区域的瞬态热流密度；环节5：判定是否满足压力容器热工失效准则CIS系统有效性评价通过判定环节4的计算结果是否满足压力容器热工失效准则实现；具体包括如下环节：环节5‑1：确定与环节2严重事故序列适应的临界热流密度根据环节2确定的代表性严重事故序列，选取压力容器外壁面临界热流密度实验中相应工况或包络工况下的临界热流密度；环节5‑2：压力容器外壁面热流密度与临界热流密度对比分析将环节4计算得出的压力容器外壁面不同区域瞬态热流密度与相应的临界热流密度进行比对；若环节4计算得到的压力容器外壁面热流密度小于临界热流密度，则满足压力容器热工失效准则，在严重事故下CIS系统有效带出压力容器内熔融物向压力容器壁面所传递的热量，保证压力容器下封头完整性；环节6：CIS系统有效性独立评估将环节5得出的判定结果与设计过程中的CIS系统有效性分析结果进行比对分析，验证核电机组CIS系统在严重事故下保证压力容器下封头完整性设计功能的有效性。