一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法与流程

本发明涉及核电厂事故处理的技术领域，尤其涉及一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法。

背景技术：

乏燃料水池作为核电厂乏燃料的贮存设施，其会持续放出衰变热，在特定情况下可能会发生燃料组件熔化等严重事故，因此乏燃料水池的安全性引起国内外核电业界的广泛关注，有必要对乏燃料水池的安全进行分析，尤其是在于乏燃料水池发生严重事故，能够对乏燃料水池的事故处理形成一系列处理机制。

目前，只存在堆芯发生事故处理的诊断流程图和导则，但是在处理核电厂乏燃料水池发生严重事故时，缺乏能快速依据乏燃料水池的特点和事故分析结果进行事故缓解的方法。

技术实现要素：

本发明实施例所要解决的技术问题在于，提供一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法，能够在处理核电厂乏燃料水池发生严重事故时，快速依据乏燃料水池的特点和事故分析结果进行事故缓解。

为了解决上述技术问题，本发明实施例提供了一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法，所述方法包括：

a、获取乏燃料水池的水位深度及所述乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率；

b、当所述获取到的乏燃料水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则乏燃料水池事故处理开始，并执行一次乏燃料水池事故处理程序；

c、待所述乏燃料水池事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率；

d、判断所述检测到的乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率是否都满足预定的条件；

e、如果是，则乏燃料水池事故处理终止；

f、如果否，则重新执行一次所述乏燃料水池事故处理程序，返回步骤c。

其中，所述乏燃料水池事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序和减少裂变产物释放程序。

其中，所述注水程序的具体步骤包括：

当检测到所述乏燃料水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向所述乏燃料水池注水的操作；

当检测到所述乏燃料水池的水位深度大于所述预设的第三阈值时，则终止向所述乏燃料水池注水的操作。

其中，所述冷却恢复程序的具体步骤包括：

当检测到所述乏燃料水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对所述乏燃料水池冷却的操作；

当检测到所述乏燃料水池的水池温度小于所述预设的第四阈值时，则终止对所述乏燃料水池冷却的操作。

其中，所述减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：

当检测到所述乏燃料水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放所述乏燃料水池中裂变产物的操作，降低所述厂房放射性剂量率；

当检测到所述乏燃料水池的厂房放射性剂量率小于所述预设的第五阈值时，则终止减少释放所述乏燃料水池中裂变产物的操作，确定所述厂房放射性剂量率正常。

其中，所述乏燃料水池事故处理程序可通过识别所述乏燃料水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。

其中，所述设备包括固定设备和移动设备。

其中，所述第一阈值为12m；所述第二阈值为10 mGy/h。

其中，所述第三阈值为15.5m。

其中，所述第四阈值为65℃。

实施本发明实施例，具有如下有益效果：

1、本发明能够在处理核电厂乏燃料水池发生严重事故时，快速依据乏燃料水池的特点和事故分析结果进行事故缓解；

2、本发明能够同时与堆芯发生严重事故的处理方法配合使用，尽可能地减少裂变产物的释放；

3、本发明能够在复杂环境中有效的使用移动设备进行事故处理（如移动泵、移动电源、软管等）。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，根据这些附图获得其他的附图仍属于本发明的范畴。

图1为本发明实施例提供的适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法的流程图；

图2为本发明实施例提供的适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法应用场景的流程图。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合附图对本发明作进一步地详细描述。

发明人发现，当核电厂处于换料停堆工况下发生全场断电事故且电源长时间无法恢复时，虽然核电厂能成功停堆，但可能由于缺乏长期热阱，堆芯恶化的更快，最终会恶化成严重事故，因此应先启动对堆芯的处理程序。一旦发现乏燃料水池可能由于丧失冷却功能，而无法带出燃料组件衰变热，使得乏燃料水池中的水沸腾并蒸发，导则水位逐渐降低，因此在乏燃料水池事故发展到严重事故前，也需要进入相应的处理程序。为此，发明人提出了一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法，能与堆芯发生严重事故时的处理方法同时使用，尽可能地减少裂变产物的释放。

如图1所示，为发明人提出的一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法，所述方法包括：

步骤S101、获取乏燃料水池的水位深度及所述乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率；

具体过程为，通过获取乏燃料水池的水位深度及乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率，来判别乏燃料水池是否发生严重事故。

步骤S102、当所述获取到的乏燃料水池的水位深度小于预设的第一阈值或所述获取到的乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值时，则乏燃料水池事故处理开始，并执行一次乏燃料水池事故处理程序；

具体过程为，当乏燃料水池的水位深度小于预设的第一阈值和乏燃料水池对应的厂房放射性剂量率大于预设的第二阈值之其中任一成立时，就应认为乏燃料水池发生严重事故，则启动乏燃料水池事故处理并执行乏燃料水池事故处理程序（可与堆芯发生严重事故时的处理方法同时使用）。其中，第一阈值可设为12m，第二阈值可设为10 mGy/h。

可以理解的是，由于12m为本发明实施例中核电厂燃料组件顶部标高水位，因此第一阈值的设定范围可以在燃料组件顶部（如12m）的基础上进行一定量的浮动设置。

应当说明的是，在启动乏燃料水池事故处理并执行乏燃料水池事故处理程序前，应考虑在乏燃料水池无泄漏的情况下，首先打开换料通道（如已经打开则保持阀门状态不变），然后如果反应堆水池和乏燃料水池同时发生严重事故，应根据反应堆水池和乏燃料水池连通情况下的计算曲线，执行乏燃料水池事故处理程序中的步骤。

在本发明实施例中，乏燃料水池事故处理程序包括依序执行的注水程序、冷却恢复程序和减少裂变产物释放程序。其中，

（1）注水程序的具体步骤包括：当检测到乏燃料水池的水位深度小于预设的第三阈值时，则进入SAG-1，执行向乏燃料水池注水的操作；当检测到乏燃料水池的水位深度大于预设的第三阈值时，则终止向乏燃料水池注水的操作。其中，第三阈值为核电厂设定的生物屏蔽液位，在本发明实施例中生物屏蔽液位为15.5m。

应当说明的是，由于反应堆水池和乏燃料水池同时发生严重事故，应考虑反应堆水池和乏燃料水池连通情况下的计算曲线选取注水量。

可以理解的是，由于本发明实施例中核电厂的生物屏蔽液位为15.5m，当水位高于15.5m时，水具有较好的屏蔽作用；当水位低于15.5m时，附近辐射剂量会随液位的降低，较快增加，因此可根据实际情况，考虑在生物屏蔽液位（如15.5m）的基础上偏差±25%来设定第三阈值。

（2）冷却恢复程序的具体步骤包括：当检测到乏燃料水池的水池温度大于预设的第四阈值时，则进入SAG-2，执行恢复对乏燃料水池冷却的操作；当检测到乏燃料水池的水池温度小于预设的第四阈值时，则终止对乏燃料水池冷却的操作。其中，第四阈值为65℃。

可以理解的是，由于当乏燃料水池的水池温度在高于其正常情况下的温度20%时，具有液位报警功能，且提示有沸腾的风险，因此可根据实际情况，考虑在65℃的基础上偏差±10%来设定第四阈值。

（3）减少裂变产物释放程序的具体步骤包括：当检测到乏燃料水池的厂房放射性剂量率大于预设的第五阈值时，则进入SAG-3，执行减少释放乏燃料水池中裂变产物的操作，降低厂房放射性剂量率；当检测到乏燃料水池的厂房放射性剂量率小于预设的第五阈值时，则终止减少释放乏燃料水池中裂变产物的操作，确定厂房放射性剂量率正常。其中，第五阈值为核电厂根据乏燃料水池厂房的建设环境而设置的放射性剂量的上限，通常设置的上限会被认为场区应急水平。

在本发明实施例中，乏燃料水池事故处理程序可通过识别乏燃料水池对应的厂房内可用的路径和设备进行相应的操作。如在注水程序中，识别可用的注水路径和设备进行注水操作；在冷却恢复程序中，识别可用的换热路径和换热器进行冷却操作；在减少裂变产物释放程序中，识别裂变产物正在释放的路径，采取设备喷淋释放点或关闭设备停止裂变产物释放的操作。

其中，设备包括固定设备和移动设备；固定设备包括泵、电源、阀门、管道等，移动设备包括移动泵、移动电源、软管等。

在一个实施例中，当乏燃料水池事故处理过程中发现固定设备不可用，或当前固定设备无法完全缓解严重事故进程，则在乏燃料水池事故处理程序流程中预留有接口，直接调用移动设备进行严重事故处理，从而实现在复杂环境中有效的使用移动设备对严重事故进行处理的目的。

步骤S103、待所述乏燃料水池事故处理程序执行完成后，进一步的检测所述乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率；

具体过程为，检测乏燃料水池事故处理程序执行完成后，乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率，来判别当前乏燃料水池的事故是否得到缓解。

步骤S104、判断所述检测到的乏燃料水池的水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率是否都满足预定的条件；如果是，则执行下一步骤S105，如果否，则跳转执行步骤S106；

具体过程为，预定的条件可根据水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率设定。在一个实施例中，预定的条件包括：（I）乏燃料水池的水位深度大于15.5m，且保持稳定；（II）水池温度小于65℃，且稳定或正在下降；（III）厂房放射性剂量率小于场区应急水平，且稳定或正在下降。

在水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率同时满足预定的条件时，则乏燃料水池事故处理终止；否则，继续执行乏燃料水池事故处理程序，直至水位深度、水池温度及厂房放射性剂量率都满足预定的条件为止。

步骤S105、乏燃料水池事故处理终止；

步骤S106、重新执行一次所述乏燃料水池事故处理程序，返回步骤S3。

如图2所示，对本发明实施例中的一种适用于压水堆核电厂乏燃料水池严重事故处理的方法的应用场景进一步说明：

步骤201、执行应急运行规程时监测核电厂重要参数，包括乏燃料水池水位和燃料厂房剂量。当监测乏燃料水池水位深度低于12m或厂房剂量率超过10mGy/h，则乏燃料水池事故处理开始，并进入乏燃料水池严重事故处理程序；

步骤202、首先判断乏燃料水池水位深度是否大于15.5m；若是，则执行步骤203；若否，则进入SAG-1，即向乏燃料水池注水后，再执行步骤203；

步骤203、判断乏燃料水池的水池温度是否小于65℃；若是，则执行步骤204；若否，则进入SAG-2，即恢复乏燃料水池冷却后，再执行步骤204；

步骤204、判断现场释放水平是否低于场区应急水平，即厂房放射性剂量率是否低于设置的上限；若是，则执行步骤205；若否，则进入SAG-3，即减少裂变产物释放后再执行步骤205；

步骤205、最后进入严重事故退出条件判断，进行以下参数的判断：首先乏燃料水池水位高于15.5m；其次乏燃料水池温度低于65℃；再次，现场释放小于场区应急水平。若上述条件全部满足，则认为各项参数均达标，严重事故处理终止；若无法全部满足，则返回步骤202，重新进行处理和诊断。

实施本发明实施例，具有如下有益效果：

1、本发明能够在处理核电厂乏燃料水池发生严重事故时，快速依据乏燃料水池的特点和事故分析结果进行事故缓解；

2、本发明能够同时与堆芯发生严重事故的处理方法配合使用，尽可能地减少裂变产物的释放；

3、本发明能够在复杂环境中有效的使用移动设备进行事故处理（如移动泵、移动电源、软管等）。

以上所揭露的仅为本发明一种较佳实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明权利要求所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。