核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法与流程

本申请涉及核电技术领域，尤其涉及一种适用于压水堆核电站一回路稳压器系统信息处理方法、以及一种适用于压水堆核电站一回路稳压器泄压箱的液位上涨速率过快的排查处理方法。

背景技术：
核电站（NuclearPowerPlant）是利用核裂变(NuclearFission)或核聚变(NuclearFusion)反应所释放的能量产生电能的发电厂。从原理上讲，核电站实现了核能-热能-电能的能量转换。从设备方面讲，核电站的反应堆和蒸汽发生器起到了相当于火电站的化石燃料和锅炉的作用。核电站中的能量转换借助于三个回路来实现。反应堆冷却剂在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称为一回路）。在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成的蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。做功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。核电站一回路系统是一个封闭回路，因此，当系统中的冷却剂产生温度变化致使容积波动时，势必引起系统压力产生相应的变化。如果系统压力升高超过设计压力，将导致系统和设备破坏；如果压力下降太低，又会造成堆芯局部沸腾或体积沸腾，引起堆芯烧毁，从而引发严重的安全问题。因此为了核电站安全可靠地运行，必须对反应堆一回路系统的压力进行控制和保护，这就是设立压力安全系统的目的，而稳压器则是压力安全系统的主要设备。稳压器的主要作用是将一回路的压力维持在整定值上，以防止冷却剂水在一回路中汽化。当稳压器的压力超过安全阀的整定值时，安全阀开启，将稳压器内的蒸汽迅速排至卸压箱中，使稳压器卸压，起到超压保护作用。稳压器泄压阀的主要功能是收集、冷凝和冷却稳压器安全阀、余热排出系统（RRA）安全阀、化学与容积系统（RCV）安全阀排放的正蒸汽以及一回路系统阀杆填料装置泄漏的冷却剂。泄压箱使一回路的冷却剂不向反应堆安全壳排放，避免带有放射性的一回路流体对安全壳的污染。正常情况下，稳压器泄压箱液位上涨速率应几乎不变，接近于固定值。但经现场实际观察发现，稳压器泄压箱液位上涨速率较快问题多次反复出现。然而，由于目前核电站没有一回路稳压器泄压箱液位上涨限值标准，也没有针对泄压箱液位上涨提供干预手段，导致此问题给核电站工作人员带来极大的困扰且多次受到核安全局关注。而且，经美国核动力运行研究所（INPO）的反馈，美国某核电站曾发生一起稳压器喷淋阀盘根泄漏，导致一回路系统泄漏反应堆紧急停笔的事件，而稳压器喷淋阀盘根泄漏是回收至稳压器泄压箱，从而导致泄压箱液位上涨。目前针对泄压箱液位上涨速率过快的通常的做法是，在每次大修时解体检查一回路阀门，额外增加了核电站工作人员的受照剂量，同时产生了大量放射性废物，且增加了经济成本。

技术实现要素：
本申请提供一种适用于压水堆核电站一回路稳压器系统信息处理方法、以及一种适用于压水堆核电站一回路稳压器泄压箱的液位上涨速率过快的排查处理方法，用以解决目前核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨无标准、无干预手段的问题。根据本申请的第一方面，本申请提供一种核电站一回路稳压器系统信息处理方法，包括：对应确定步骤，根据泄压箱正常运行期间的液位高度和泄压箱的结构关系；获取步骤，获取当前泄压箱液位上涨速率；换算步骤，确定泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系，根据所述对应关系将当前泄压箱液位上涨速率转换为与一回路泄漏率的单位相同的数值；匹配建立步骤，根据所述一回路泄漏率的对应处理预案，建立泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系。该方法通过将稳压器泄压箱液位上涨速率转换为已有标准的一回路泄漏率，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无标准问题。进一步地，所述换算步骤包括：计算出每单位液位对应的每单位泄漏率，根据计算结果和历史缺陷数据，确定出泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系；根据与所述泄压箱相连的液位计的读数，计算出与当前泄压箱液位上涨速率对应的泄漏率，所述泄漏率为与一回路泄漏率的单位相同的数值。进一步地，所述泄压箱的形状为中间为圆柱形且两侧为体积相同的球冠，所述正常运行期间的液位高度为2米至2.2米，所述计算出每单位液位对应的每单位泄漏率包括：分别计算液位为2米和2.2米时液体表面体积，再根据球冠体积和圆柱体体积公式，计算出液位每上涨1毫米时体积的变化率，从而得到对应的一回路泄漏率。由于一般核电站一回路稳压器泄压箱的形状、大小及其内置的管路等均为标配，据此计算得到的每单位液位对应的每单位泄漏率通常也是固定的，因此，根据液位计的读数可以很容易地计算出泄压箱当前液位上涨速率对应的一回路泄漏率，使得核电站操纵员可以很快地根据该计算结果做出相应的反应。进一步地，所述泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系的确定步骤包括：如果泄压箱液位上涨速率为小于第一速率指定值，则确定其对应的一回路泄漏率为小于第一泄漏指定值；如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第一速率指定值且小于第二速率指定值，则确定其对应的一回路泄漏率为大于或等于第一泄漏指定值；如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第二速率指定值，则确定其对应的一回路泄漏率为大于或等于第二泄漏指定值；所述第一速率指定值和第二速率指定值根据历史缺陷数据设定，所述第一泄漏指定值为根据所述换算步骤并结合所述第一速率指定值计算得到的数值，所述第二泄漏指定值为根据所述换算步骤并结合所述第二速率指定值计算得到的数值。进一步地，所述第一泄漏指定值对应的一回路泄漏率处理预案包括：按照正常监测核电站的频率监测泄压箱液位上涨状况，或监测泄压箱液位上涨状况并跟踪泄压箱液位上涨的趋势；所述第二泄漏指定值对应的一回路泄漏率处理预案包括：确定泄压箱液位上涨出现异常，检查并确定泄压箱液位上涨原因。该实施例通过历史缺陷数据以及一回路泄漏率的相关运行技术规格，可以得知核电站一回路稳压器泄压箱的液位上涨速率在何值时属于正常监测范围，因此可以根据液位计读取的液位上涨速率对应的一回路泄漏率的相关运行技术规格，来确定是否照常监测或是加强监测，以及判断泄压箱液位上涨是否出现异常。优选地，所述第一速率指定值为10毫米每天，所述第一泄漏指定值为6.25升每小时，所述第二速率指定值为15毫米每天，所述第二泄露指定值为9.375升每小时。根据本申请的第二方面，本申请提供一种核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率过快的排查处理方法，包括：建立步骤，根据泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系，将当前泄压箱液位上涨速率转换为与一回路泄漏率的单位相同的数值，并建立泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系；选择步骤，根据数值，在所述匹配关系中选择相应的一回路泄漏率处理预案；排查步骤，执行选择出的一回路泄漏率处理预案，并在确定泄压箱液位上涨出现异常时，检查并确定泄压箱液位上涨原因。该方法通过建立的液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系，使得在得到液位上涨速率后就可得知相应的处理预案，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无干预手段的问题。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：执行安全阀起跳压力定值校验和气密试验，如果校验和试验结果不合格，则确定泄压箱液位上涨原因为化学容积控制系统的弹簧式安全阀出现内漏现象。该实施例通过安全阀校验确定液位上涨原因是否是由于化学容积控制系统的弹簧式安全阀出现内漏现象而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：检查化学容积控制系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为化学容积控制系统的先导式安全阀出现内漏现象。该实施例通过温度检查确定液位上涨原因是否是由于化学容积控制系统的先导式安全阀出现内漏现象而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：检查反应堆余热排出系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为反应堆余热排出系统的先导式安全阀出现内漏现象。该实施例通过温度检查确定液位上涨原因是否是由于反应堆余热排出系统的先导式安全阀出现内漏现象而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：检查反应堆冷却剂系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为反应堆冷却剂系统的先导式安全阀出现内漏现象。该实施例通过温度检查确定液位上涨原因是否是由于反应堆余热排出系统的先导式安全阀出现内漏现象而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：对反应堆冷却剂系统的喷淋阀的盘根执行活接检查，如果存在盘根泄露，则确定泄压箱液位上涨原因为反应堆冷却剂系统的喷淋阀的盘根泄露；对反应堆冷却剂系统的隔离阀的盘根执行活接检查，如果存在盘根泄露，则确定泄压箱液位上涨原因为反应堆冷却剂系统的隔离阀的盘根泄露。该实施例通过对盘根活接检查确定液位上涨原因是否是由于反应堆冷却剂系统的喷淋阀和/或隔离阀的盘根泄漏而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：判断反应堆硼和水补给系统在开启和关闭期间泄压箱液位是否上涨，如果出现液位上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为泄压箱的喷淋隔离阀出现内漏现象。该实施例通过开启和关闭补给系统的操作确定液位上涨原因是否是由于泄压箱的喷淋隔离阀出现内漏现象而引起。在本申请一种实施例中，所述检查并确定泄压箱液位上涨原因包括：执行隔离冷却水系统冷却盘管的临时运行指令，在实施临时运行指令期间对比泄压箱液位上涨速率与实施前的上涨速率，如果实施前后液位上涨速率出现变化，则确定泄压箱液位上涨原因为冷却水系统冷却盘管泄漏。该实施例通过执行临时运行指令的操作确定液位上涨原因是否是由于冷却水系统冷却盘管泄漏而引起。进一步地，所述泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系的确定包括：计算出每单位液位对应的每单位泄漏率，根据计算结果和历史缺陷数据，确定出泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系，所述对应关系包括：如果泄压箱液位上涨速率为小于第一速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为小于第一泄漏指定值，如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第一速率指定值且小于第二速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为大于或等于第一泄漏指定值，如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第二速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为大于或等于第二泄漏指定值，其中所述第一速率指定值和第二速率指定值根据历史缺陷数据设定，所述第一泄漏指定值为根据所述换算步骤并结合所述第一速率指定值计算得到的数值，所述第二泄漏指定值为根据所述换算步骤并结合所述第二速率指定值计算得到的数值；根据与所述泄压箱相连的液位计的读数，计算出与当前泄压箱液位上涨速率对应的泄漏率，所述泄漏率为与一回路泄漏率的单位相同的数值。进一步地，所述第一泄漏指定值对应的一回路泄漏率处理预案包括：按照正常监测核电站的频率监测泄压箱液位上涨状况，或监测泄压箱液位上涨状况并跟踪泄压箱液位上涨的趋势；所述第二泄漏指定值对应的一回路泄漏率处理预案包括：确定泄压箱液位上涨出现异常，检查并确定泄压箱液位上涨原因。该实施例通过历史缺陷数据以及一回路泄漏率的相关运行技术规格，可以得知核电站一回路稳压器泄压箱的液位上涨速率在何值时属于正常监测范围，因此可以根据液位计读取的液位上涨速率对应的一回路泄漏率的相关运行技术规格，来确定是否照常监测或是加强监测，以及判断泄压箱液位上涨是否出现异常。本申请的有益效果是：通过将稳压器泄压箱液位上涨速率转换为已有标准的一回路泄漏率，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无标准问题，通过建立的液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系，使得在得到液位上涨速率后就可得知相应的处理预案，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无干预手段的问题，从而减少了不必要的阀门解体检修，进而减少了核电站工作人员的受照剂量和放射性废物。附图说明图1为本申请一种实施例的核电站一回路稳压器系统信息处理方法流程示意图；图2为一回路稳压器泄压箱及其连接关系示意图；图3为本申请一种实施例的核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率及其处理预案的对应关系示意图；图4为本申请一种实施例的核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率过快的排查处理方法的流程示意图；图5为本申请一种实施例的核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率过快后根本原因排查处理示意图；图6至图8为本申请一种实施例中稳压器泄压箱计算尺寸示意图，其中图6为泄压箱的外形示意图，图7为泄压箱的外形的侧面示意图，图8为泄压箱的外形从A-A方向的剖面示意图。具体实施方式本身请的设计思路是将稳压器泄压箱液位上涨速率换算为一回路泄漏率，制定合理的泄压箱液位上涨限值，同时基于泄压箱的工作流程深入分析，提供一种全面、具体、可操作的稳压器泄压箱液位上涨速率过快原因排查及处理方法，使得在液位上涨超过限值时即可执行相关的预案。下面通过具体实施方式结合附图对本发明作进一步详细说明。实施例1：如图1所示，本实施例提供一种核电站一回路稳压器系统信息尤其是泄压箱液位信息的处理方法，包括以下步骤S101～S103：对应确定步骤S101，根据泄压箱正常运行期间的液位高度和泄压箱的结构关系，确定泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系；获取步骤S102，获取当前泄压箱液位上涨速率；换算步骤S103，根据该对应关系将当前泄压箱液位上涨速率转换为与一回路泄漏率的单位相同的数值；匹配步骤S104，根据一回路泄漏率的对应处理预案，建立泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系。具体地，为将稳压器泄压箱液位上涨速率转换为一回路泄漏率，需要先了解一回路泄漏率、以及稳压器泄压箱的功能和结构特点。核电站一回路泄漏率定义为单位时间内由一回路系统压力边界泄漏到二回路或其他系统的冷却剂总量Fp，它又可分为定量泄漏率（可确定的泄漏）Fq和非定量泄漏率（不可确定的泄漏）Fnq两部分。其中，定量泄漏率Fq是指在设计中已考虑的某确定位置的泄漏，它们被收集到指定的容器，且流量可以测定。非定量泄漏Fnq指的是上述定义没有包括的其它情况下的泄漏，这是一种位置不确定或位置确定但泄漏流量不可测量的泄漏。由于放射性屏蔽的需要，核电站对一回路泄漏率有着严格的限值。显然，对非定量泄漏的限值要严格些，如某核电站机组运行技术规格书就规定，非定量泄漏率Fnq大于230L/h或者总泄漏率Fp大于2300L/h时，均需在规定时间内将机组导入相应退防状态。为了方便，核电站日常运行技术规范中只需进行Fnq计算，即一回路及其边界非定量总泄漏率必须小于230L/h。对于稳压器泄压箱，在满功率运行工况下，泄压箱能接收110%的稳压器蒸汽空间的蒸汽，即在稳压器安全阀开启30秒的时间内，泄压箱大约可接收1.7吨蒸汽，在此情况下泄压箱泄压箱内压力不超过45bar.a，温度不超过93℃。但是泄压箱的容积有限，它不能接受稳压器安全阀连续不断排放的蒸汽。如图2所示，通常的泄压箱是一个卧式圆柱形低压容器，其左右两端为半球形封头，总容积约37m3，在正常情况下，箱内水位为总高度的65%，水温维持在40℃。上部充以氮气，额定压力为1.2bar.a（绝压值）。充氮气的目的是防止由稳压器排放的蒸汽中含有的氢气与空气中的氧气混合产生爆鸣气体。定期从箱内取样分析聚集的氢气和氧气浓度，并将其排放到核岛排水和疏水系统（PRE）。泄压箱内装有一根由反应堆硼和水补给系统（REA）供水的喷淋管，一根接RPE系统的疏水管线，前者用来在安全阀排放时冷却泄压箱，后者用来在水箱水位高时排水。箱的水空间内有一个由设备冷却水系统（RRI）供水的冷却盘管，在靠近底部沿轴线方向装有一根鼓泡管，这根管与稳压器泄压管线相连。泄压箱上部设有两个爆破盘以防止泄压箱超压，爆破盘的排放物进入安全壳的大气中，其泄放能力等于稳压器三个安全阀排放能力之和。正常运行时，泄压箱内的水由箱内蛇形管中流过的RRI系统设备冷却水不间断地冷却。如果水温超过60℃，则发出报警信号，操纵员要手动开启稳压器泄压箱喷淋隔离阀，把来自REA系统的除盐除气水经喷淋管喷入来冷却泄压箱，最大喷淋量为13.6m3/h。如果水位过高，则打开泄压箱底部的疏水阀向RPE系统排水，但水温高到65℃时，自动禁止泄压箱底部的疏水阀开启，以避免高温水流往RPE系统。通过对稳压器泄压箱的结构分析，正常运行期间泄压箱液位在2.0～2.2m，经计算球冠与柱体体积可知，每毫米液位对应泄漏率为14.414到15.678升，且由于核电站安全性要求非常高，因此该计算未考虑冷却盘管体积影响，偏保守。这里具体涉及的计算如下：如图6至图8所示，稳压器泄压箱由两侧体积相同的球冠及中间圆柱体罐体组成，其中，左侧球冠体积设为V2，右侧球冠体积设为V3，中间圆柱体体积设为V1，以左侧球冠为例，设球冠的半径为r，球冠与圆柱体之间的交点至球心形成的线段与水平方向形成θ角，球冠与圆柱体的最远距离为a，该最远距离对应在球冠上的交点与球冠与圆柱体之间的交点之间的距离为ri，假设圆柱体的高度L，圆形侧面的直径为D，同时还假设在A-A剖面上圆柱体的面积为S1，左侧球冠面积为S2，右侧球冠面积为S3，该剖面中圆柱体的宽度为Di。正常运行期间泄压箱液位在2.0～2.2m，在计算罐子液位上涨速率时，每1mm上涨的截面积的变化可忽略不计。因此分别计算液位为2.0m和2.2m时液体表面面积，即可得出液位每上涨1mm体积的变化率，从而计算出液位上涨速率。当泄压箱液位为h时，计算过程如下：由可得出由可得出由于两侧球冠体积相同，可得出当液位高度为h时，即有从图6-8可知，L=60+1220+1220+1960+60=4520mm=4.52m，D=3000mm=3m，a=856-60=796mm=0.796m。1）当h=2.0m时，把数据代入公式（3）、（5）、（6），则计算出S1=15.678m2，即此时液位每上涨1mm，体积增加V1=15.678L；2）当h=2.2m时，把数据代入式3、5、6，则计算出S2=14.414m2，即此时液位每上涨1mm，体积增加V2=14.414L。据此，可以将稳压器泄压箱当前液位上涨速率换算为一回路泄漏率，即，根据与泄压箱相连的液位计的读数，得知上涨速率为K毫米每天（mm/d），则对应的一回路泄漏率Fcurrent为如下公式：Fcurrent=K×（14.414～15.678）/24，单位：升每小时（L/h）（7）从而泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系可确定为：如果泄压箱液位上涨速率为小于第一速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为小于第一泄漏指定值；如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第一速率指定值且小于第二速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为大于或等于第一泄漏指定值；如果泄压箱液位上涨速率为大于或等于第二速率指定值，则其对应的一回路泄漏率为大于或等于第二泄漏指定值；其中，第一速率指定值和第二速率指定值根据历史缺陷数据设定，历史缺陷数据的来源可以是，例如在核电站大修时收集的数据，或是核电站日常运行时收集的数据。第一泄漏指定值为根据公式（7）并结合第一速率指定值计算得到的数值，第二泄漏指定值为根据公式（7）并结合第二速率指定值计算得到的数值。实践中，根据记录的历史缺陷数据，多个核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率多次达到10mm/d左右，换算为一回路泄漏率为6.25L/h，距离一回路泄漏率标准（即前述的230L/h）较远。而且，泄压箱液位上涨速率增大后，将导致稳压器环管氢含量上升，而根据历史经验，液位上涨速率在10mm/d左右时，每年执行稳压器环管氮气吹扫不大于1次，属于可接受范围内；此外，核电站报警卡要求一回路稳压器泄压箱液位达到报警值2.42米后排水至2米左右，排水高度0.42米，若按泄漏率10mm/d计算，排水频度为42天，也属于可接受范围内。而历史经验中一回路稳压器泄压箱液位上涨速率达到大于10mm/d且小于15mm/d的情况较少，需开始加强关注并跟踪趋势；根据历史经验得知，多个核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率最大为约15mm/d。因此，可将第一速率指定值设为10mm/d，其对应的第一泄漏指定值为6.25L/h，第二速率指定值为15mm/d，第二泄露指定值为9.375L/h。结合核电站运行技术规范，可以得出一回路稳压器泄压箱液位上涨速率控制标准，即上涨速率—一回路泄漏率—处理预案之间的关系，具体地，一回路泄漏率为小于6.25L/h时，按照正常监测核电站的频率监测泄压箱液位上涨状况；一回路泄漏率为大于等于6.25L/h且小于9.375L/h时，加强监测泄压箱液位上涨状况并跟踪泄压箱液位上涨的趋势；一回路泄漏率为大于等于9.375L/h时，则确定泄压箱液位上涨出现异常，检查并确定泄压箱液位上涨原因，可启动相关预案进行处理。为直观了解，可参考图3所示的表格。本实施例通过将稳压器泄压箱液位上涨速率转换为已有标准的一回路泄漏率，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无标准问题，通过建立的液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系，使得在得到液位上涨速率后就可得知相应的处理预案，以便操纵员可对得到的核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率采用相应的处理预案。实施例2：如图4所示，本实施例提供一种核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率过快的排查处理方法，包括：建立步骤S401，根据泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率的对应关系，将当前泄压箱液位上涨速率转换为与一回路泄漏率的单位相同的数值，并建立泄压箱液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系；选择步骤S403，根据数值，在该匹配关系中选择相应的一回路泄漏率处理预案；排查步骤S405，执行选择出的一回路泄漏率处理预案，并在确定泄压箱液位上涨出现异常时，检查并确定泄压箱液位上涨原因。其中步骤S401和S403的具体实现过程可参考实施例1的相关描述，不再重述。以下具体描述步骤S405。由图2可知，稳压器泄压箱所收集的水源有四个，分别是：①RCP/RCV/RRA系统安全阀来水；②RCP阀门盘根引漏来水；③REA喷淋水；④RRI冷却盘管来水。根据各路来水，以某核电站的1号机组L1为例，并由专业部门配合进行相关检查可知：对于①RCP/RCV/RRA系统安全阀来水，其包括RCP系统先导式安全阀（例如RCP020/021/022VP）、RCV系统先导式安全阀（例如RCV201VP）、RRA系统先导式安全阀（例如RRA018/115VP）和RCV系统弹簧式安全阀（例如RCV252VP）的泄漏水。目前广泛应用在核电站重要系统设备上的先导式安全阀为法国SEBIM公司提供的SEBIM安全阀，其是为压力容器及承压管路提供超压保护，具有普通安全阀无法比拟的优点，其特殊的先导控制设计不仅密封严密、整定精度高、动作迅速，而且很好的解决了常规安全阀开启后不回座的重大故障隐患，是核电机组安全稳定运行的重要保障。由此，对于①RCP/RCV/RRA系统安全阀来水，可通过如下检查来确定泄压箱液位上涨原因：I.执行安全阀起跳压力定值校验和气密试验，如果校验和试验结果不合格，则确定泄压箱液位上涨原因为RCV系统的弹簧式安全阀出现内漏现象，这种排查行动通常在大修时采用；II.检查RCV系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为RCV系统的先导式安全阀出现内漏现象，这种排查行动通常在日常检查时采用；III.检查RRA系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为RRA系统的先导式安全阀出现内漏现象，这种排查行动通常在日常检查时采用；IV.检查RCP系统的先导式安全阀排放管线温度，判断其温度的趋势是否出现上涨现象，如果有上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为RCP系统的先导式安全阀出现内漏现象，这种排查行动通常在日常检查时采用。对于②RCP阀门盘根引漏来水，其包括RCP稳定器喷淋阀（例如RCP001/002VP）和隔离阀（例如RCP102/103/202/203/302/303VP）的盘根引漏水。由此，对于②RCP阀门盘根引漏来水，可通过如下检查来确定泄压箱液位上涨原因：I.对RCP系统的喷淋阀的盘根执行活接检查，即打开盘根引漏活接检查是否有盘根泄漏痕迹、硼结晶等，如果存在，则确定泄压箱液位上涨原因为RCP系统的喷淋阀的盘根泄露，这种排查行动通常在大修时采用;II.对RCP系统的隔离阀的盘根执行活接检查，即打开盘根引漏活接检查是否有盘根泄漏痕迹、硼结晶等，如果存在，则确定泄压箱液位上涨原因为RCP系统的隔离阀的盘根泄露，这种排查行动通常在大修时采用。对于③REA喷淋水，其由稳压器泄漏向喷淋隔离阀（例如REA001/002PO）供水。由此，对于③REA喷淋水，可通过如下检查来确定泄压箱液位上涨原因：判断REA系统在开启和关闭期间泄压箱液位是否上涨，如果出现液位上涨，则确定泄压箱液位上涨原因为泄压箱的喷淋隔离阀出现内漏现象，这种排查行动通常在日常检查时采用。对于④RRI冷却盘管来水，其是因为管道腐蚀穿孔泄漏导致来水。由此，对于④RRI冷却盘管来水，可通过如下检查来确定泄压箱液位上涨原因：执行RRI系统冷却盘管的临时运行指令（TOI），在实施临时运行指令期间对比泄压箱液位上涨速率与实施前的上涨速率，如果实施前后液位上涨速率出现变化，则确定泄压箱液位上涨原因为RRI系统冷却盘管泄漏，这种排查行动通常在日常检查时采用。从上述分析可以确定出核电站一回路稳压器泄压箱液位上涨速率超标的根本原因、原因排查行动以及排查后的处理方案，即液位上涨速率较快问题处理方法可针对前述四路来水分别验证和检查，如图5所示。本实施例通过将稳压器泄压箱液位上涨速率转换为已有标准的一回路泄漏率，解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无标准问题，通过建立的液位上涨速率与一回路泄漏率处理预案的匹配关系，使得在得到液位上涨速率后就可得知相应的处理预案，并能在上涨速率过快时检查并确定液位上涨原因，从而可根据排查出的原因采用对应的处理方法解决问题，可见本实施例解决了目前核电站中长期存在的稳压器泄压箱液位上涨无干预手段的问题，从而减少了不必要的阀门解体检修，进而减少了核电站工作人员的受照剂量和放射性废物。综上实施例，可知本身请通过1）泄压箱水位上涨速率与一回路泄漏率之间关系的定量分析和2）泄压箱水位上涨可能来源分析，即RCP/RCV/RRA系统安全阀来水、RCP阀门盘根引漏来水、REA喷淋水、RRI冷却盘管来水，制定了泄压箱水位上涨速率控制标准和上涨速率超标后根本原因排查和处理预案，即：上涨速率<10mm/d时，按照正常频率监测；上涨速率≥10mm/d且≤15mm/d，加强监测并跟踪趋势；上涨速率≥15mm/d，启动检查预案。从而解决了核电站中长期存在的稳压器泄压箱水位上涨无标准、无干预手段的重大问题，减少了不必要的阀门解体检修，且减少了工作人员的受照剂量和放射性废物，具有重要的经济和社会效益。以上内容是结合具体的实施方式对本申请所作的进一步详细说明，不能认定本申请的具体实施只局限于这些说明。对于本申请所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换。