核电厂严重事故缓解方法及系统的制作方法
【技术领域】
[0001] 本发明涉及核电安全领域，尤其涉及一种核电厂严重事故缓解方法及系统。
【背景技术】
[0002] 严重事故缓解主要是指核电厂的操纵员在核电厂发生严重事故后对反应堆堆芯 和与堆芯安全相关的设备和系统进行必要操作，以预防堆芯大规模熔化和确保安全壳的完 整性，减少放射性释放到环境，威胁核电厂周围居民的财产和生命安全。操纵员进行严重事 故缓解操作的主要依据是核电厂的严重事故管理导则（即严重事故缓解操作规程）。通常 核电厂的严重事故管理导则是纸质手册，严重事故发生时，操纵员根据相关信号在纸质手 册中寻找相应的管理导则。从操纵员开始（使用严重事故导则）缓解事故到缓解事故结束 (严重事故导则终止）的整个过程，就称之为严重事故管理。
[0003] 在严重事故状态下操纵员根据相关信号在纸质手册中快速寻找对应的严重事故 管理导则是困难，甚至几秒或者几十秒的缓解延误，都会导致堆芯大规模熔化，造成严重的 事故后果。
【发明内容】
[0004] 本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述严重事故缓解延误的缺陷， 提供一种缓解迅速的核电厂严重事故缓解方法及系统。
[0005] 本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核电厂严重事故缓解方 法，用于在发生严重事故后输出对应的导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包 括：
[0006]S1:信号测量系统实时获取核电厂各项监测的测量信号；
[0007] S2:信号转换系统将信号测量系统实时获取的所述测量信号与预先存储的严重事 故导则中对应的阈值动作信号进行比较，并在比较结果符合严重事故导则中的某个导则的 进入条件时输出该导则的进入信号给导则提示系统；
[0008]S3:导则提示系统接收该进入信号并按预定方式将该进入信号对应的导则提示给 操纵员。
[0009] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S1中所述的测量信号包 括：堆芯出口温度、燃料包壳温度、反应堆堆芯出口压力、安全壳氢气浓度、安全壳压力、安 全壳放射性水平、安全壳水位、蒸汽水位、乏燃料水池温度和乏燃料水池放射性水平。
[0010] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S1与步骤S2之间还包括 条件步骤S12:
[0011] S12 :判断最新获取的堆芯出口温度是否大于等于650°C，如果是，则进入步骤S2。
[0012] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，严重事故导则以电子文档/和音频 文件的形式存储于系统硬件中，严重事故导则包括管理导则和威胁导则，所述步骤S2包括 管理导则转换和威胁导则转换。
[0013] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述管理导则转换包括：
[0014]S211、判断最新的反应堆出口温度是否大于等于650°C，如果是，则输出触发所述 步骤S3中输出反应堆冷却剂系统卸压导则的进入信号；
[0015]S212、判断蒸汽发生器水位是否小于一 0. 6m，如果是，则输出触发所述步骤S3中 输出向蒸汽发生器注水导则的进入信号；
[0016]S213、判断反应堆出口温度是否大于等于371°C或者最新的堆芯出口压力是否小 于等于高位或换料水箱压力，如果是，则输出触发所述步骤S3中输出向反应堆冷却剂系统 注水导则的进入信号；
[0017]S214、判断安全壳内的最新水位是否小于一 3.lm，如果是，则输出触发所述步骤 S3中输出向安全壳注水导则的进入信号；
[0018]S215、判断安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场区应急水平，如果是， 则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
[0019]S216、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.24MPa，如果是，则输出触发所述 步骤S3中输出控制安全壳工况导则的进入信号；
[0020]S217、判断安全壳的最新的氢气浓度是否大于等于6%，如果是，则输出触发所述 步骤S3中输出控制安全壳氢气浓度导则的进入信号；
[0021] S218、判断安全壳内的最新水位是否小于8. 5m，如果是，则输出触发所述步骤S3 中输出淹没安全壳导则的进入信号；
[0022] S219、判断乏燃料水池温度是否大于等于100°C，如果是，则输出触发所述步骤S3 中输出向乏燃料水池注水导则的进入信号；
[0023]S2120、判断反应堆出口温度是否大于等于饱和温度，如果是，则输出触发所述步 骤S3中输出停堆工况控制导则的进入信号。
[0024] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述威胁导则转换包括：
[0025]S221、判断最新的安全壳内的放射性物质的释放量是否大于等于场外应急水平， 如果是，则输出触发所述步骤S3中输出减少裂变产物释放导则的进入信号；
[0026]S222、判断安全壳的最新的压力是否大于等于0.52MPa，如果是，则输出触发所述 步骤S3中输出安全壳卸压导则的进入信号；
[0027]S223、判断最新的料包壳温度是否大于等于800°C，如果是，则输出触发所述步骤 S3中输出控制安全壳可燃性导则的进入信号；
[0028]S224、判断安全壳的最新的压力是否小于0? 065MPa，如果是，则输出触发所述步骤 S3中输出控制安全壳真空度导则的进入信号；
[0029]S225、判断乏燃料水池放射性水平是否大于等于释放水平，如果是，则输出触发所 述步骤S3中输出缓解乏燃料水池放射性释放导则的进入信号。
[0030] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解方法中，所述步骤S3中提示导则时将所有 的进入信号所对应的导则逐个提示，且以与堆芯安全相关的导则作为最高优先级优先提 示，如果在当前导则提示过程中，出现优先级更高的导则等待输出，则将当前播放的导则切 换为该优先级更高的导则。
[0031] 本发明还公开了一种核电厂严重事故缓解系统，用于在发生严重事故后输出对应 的严重事故导则以提示操纵员对相关设备和系统进行操作，包括：
[0032] 信号测量系统，用于实时获取核电厂各项监测的测量信号；
[0033] 信号转换系统，用于将信号测量系统实时获取的所述测量信号与预先存储的严重 事故导则中对应的阈值动作信号进行比较，并在比较结果符合严重事故导则中的某个导则 的进入条件时输出该导则的进入信号给导则提示系统；
[0034] 导则提示系统，用于接收该进入信号并将该进入信号对应的导则按预定方式提示 给操纵员。
[0035] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解系统中，所述信号测量系统包括：
[0036] 堆芯信号测量系统，包括出口温度探测器、包壳温度探测器和出口压力探测器；
[0037] 安全壳信号测量系统，包括氢气浓度探测器、安全壳压力探测器、安全壳放射性探 测器和安全壳水位探测器；
[0038] 蒸汽发生器测量系统，包括蒸汽水位探测器；
[0039] 乏燃料水池测量系统，包括乏燃料水池温度探测器和乏燃料水池放射性探测器。
[0040] 在本发明所述的核电厂严重事故缓解系统中，所述严重事故导则包括管理导则和 威胁导则，所述系统还包括用于在所述测量信号中的堆芯出口温度大于等于650°C时触发 信号转换系统启动的导则入口系统；所述信号转换系统包括：
[0041] 反应堆出口温度信号转换模块：用于在最新的反应堆出口温度大于等于650°C 时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的反应堆冷却剂系统卸压导则；在反应堆出口 温度是否大于等于371°c时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的向反应堆冷却剂系 统注水导则；在反应堆出口温度大于等于饱和温度时，触发所述导则提示系统输出管理导 则中的停堆工况控制导则；
[0042] 燃料包壳温度信号转换模块：用于在最新的料包壳温度大于等于800°C时，触发 所述导则提示系统输出威胁导则中的控制安全壳可燃性导则；
[0043] 反应堆堆芯出口压力信号转换模块：用于在最新的堆芯出口压力小于等于高位或 者换料水箱压力时，触发所述导则提示系统输出管理导则中的向反应堆冷却剂系统注水导 则；
[0044] 氢气浓度探测信号转换模块：用于在安全壳的最新的氢气浓度大于等于6%时， 触发所述导则提示系统输出管理导则中的控制安全壳氢气浓度导则；
[0045] 安全壳压力信号转换模块：用于在安全壳的最新的压力大于等于0?24MPa时，触 发所述导则提示系统输出管理导则中的控制安全壳工况导则；在安全壳的最新的压力大于 等于0. 52MPa时，触发所述导则提示系统输出威胁导则中的安全壳卸压导则；在安全壳的 最新的压力小于0. 〇65MPa时，触发所述导则提示系统输出威胁导则中的