本发明涉及核电站运行技术领域，具体涉及一种核电站安注安喷互为备用的管线系统及其验证方法。
背景技术：
在冷却剂丧失事故后长期阶段(事故发生15天之后)，两台低压安注泵或两台安喷泵失效的工况下，可以实现安注泵和安喷泵互为备用，并维持向堆芯注入功能。对应的工况和运行规程分别被称为“h4工况”和“h4规程”。
在现有技术中，h4管线在每个安全系列中包括两条管道，如图1所示，其中一条从安喷换热器的出口连接到低压安注泵的入口，另一条为安喷泵的旁路管线(图中未示出)，可以利用这些管线将安注、安喷系统连接起来。然而，现有h4管线在事故发生两周后才被允许投入使用，因此只能用于远期互备，基本不具备紧急互备的功能；由于流程与布置设计的原因，启用h4管线前需操作员在现场对高放射性管道进行充水排气，人员受辐照风险较大；低压安注泵可能长期在过低的流量下运行，对设备本体的可靠性不利；h4管线内的流速偏高，存在诱发流致振动的风险。
因此，提供一种安注安喷互为备用的管线系统，以保证安全注入/安全壳喷淋可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入，增强了事故运行期间的可靠性，并且保证核电机组的安全可靠运行，并提升核电站经济效益，是目前核电站亟待解决的问题。
技术实现要素：
本发明针对现有技术中安注安喷互为备用的h4管线基本不具备紧急互备的功能、启用h4管线前操作员受辐照风险较大、低压安注泵由于长期在过低的流量下运行导致设备本体的可靠性不高以及h4管线内的流速偏高，存在诱发流致振动的风险的问题，提供一种h4管线，保证安全注入/安全壳喷淋可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入，增强了事故运行期间的可靠性，并且保证核电机组的安全可靠运行，并提升核电站经济效益。
本发明提供了一种核电站安注安喷互为备用的管线系统，包括至少一组连接于安全注入系统以及安全壳喷淋系统之间的h4管线,其特征在于，每组h4管线包括：
第一连接管线，一端连通与安全壳喷淋泵的出口管线上，另一端连通于低压安注泵的出口管线上，用于使安全注入系统的介质流入安全壳喷淋系统以进行喷淋；
第二连接管线，一端连通于位于所述安全壳喷淋泵下游的安全壳喷淋换热器的出口管线上，另一端连通于所述低压安注泵的出口下游管线上，且与所述低压安注泵的下游管线上的连接点位于高压安注连接点的上游，用于使安全壳喷淋系统的介质流入安全注入系统以进行冷段注入；
安全壳喷淋泵回流管线，一端连通于所述安全壳喷淋换热器的出口下游管线上，一端连通于所述安全壳喷淋泵的入口管线上，用于使安全壳喷淋系统的介质进行回流；
所述第一连接管线(1)、第二连接管线(2)以及所述安全壳喷淋泵回流管线(3)用于使安全注入泵和安全壳喷淋泵在事故缓解时可以互为备用。
优选地，每一所述核电站安注安喷互为备用的管线系统上均设置有隔离阀组件，在所述安全注入系统以及安全壳喷淋系统正常运行时，每一所述h4管线内均充满水，且所述隔离阀组件均处于关闭状态，以使所述安全注入系统以及安全壳喷淋系统相互隔离。
优选地，包括两组分别连接于相同的a列和b列的安全注入系统以及安全壳喷淋系统之间的h4管线，以使a列和b列的安全注入泵和安全壳喷淋泵在事故缓解时可以分别互为备用。
本发明还提供了一种基于权利要求1所述的核电站安注安喷互为备用的管线系统的验证方法，使用多个试验工况验证所述安注安喷互为备用管线系统，所述多个试验工况包括：安全壳喷淋流量运行工况、安全壳喷淋泵备用低压安注泵工况、低压安注泵备用安全壳喷淋泵喷淋工况、两列低压安注泵利用安全壳喷淋换热器冷段注入工况。
优选地，所述安全壳喷淋流量运行工况包括a列和b列的安全壳喷淋流量运行工况；
所述安全壳喷淋泵备用低压安注泵工况包括冷段注入工况、增压b列一台高压安注泵冷段注入工况以及增压两台高压安注泵冷段注入工况；
所述低压安注泵备用安全壳喷淋泵喷淋工况包括直接喷淋工况和再循环喷淋工况。
优选地，验证所述a列或b列的安全壳喷淋流量运行工况时，具体步骤为：使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵流至所述安全壳喷淋换热器，然后通过所述安全壳喷淋泵回流管线流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证所述安全壳喷淋泵是否正常运行。
优选地，验证所述冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的安全壳喷淋泵，使核岛地坑中的介质经过所述安全壳喷淋泵流至所述安全壳喷淋换热器，然后部分介质通过所述第二连接管线流至反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线流回所述核岛地坑，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
优选地，验证所述增压b列一台高压安注泵冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的安全壳喷淋泵以及b列中扬程更低的高压安注泵，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵流至所述安全壳喷淋换热器，然后部分介质通过所述第二连接管线流至反应堆压力容器，部分介质通过所述b列中扬程更低的高压安注泵流至所述反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
优选地，验证所述增压两台高压安注泵冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更高列的安全壳喷淋泵、a列的高压安注泵以及b列中扬程更高的高压安注泵，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵流至所述安全壳喷淋换热器，然后部分介质通过所述第二连接管线流至反应堆压力容器，部分介质通过所述a列的高压安注泵流至反应堆压力容器，部分介质通过所述b列中扬程更高的高压安注泵流至所述反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
优选地，验证所述直接喷淋工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的所述低压安注泵，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质流经所述低压安注泵之后，部分直接流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，部分通过所述第一连接管线流经所述安全壳喷淋换热器流至a列喷淋，再经过b列喷淋流至所述核岛地坑，另一部分流至a列低压安注冷段，验证直接喷淋期间所述喷淋流量是否满足堆工要求。
优选地，验证所述再循环喷淋工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的所述低压安注泵，使核岛地坑中的介质通过所述低压安注泵后，部分介质直接流回所述核岛地坑，部分介质通过所述第一连接管线流经所述安全壳喷淋换热器流至a列喷淋，再经过b列喷淋流至所述核岛地坑，另一部分流至a列低压安注冷段，验证再循环喷淋期间所述喷淋流量是否满足堆工要求。
优选地，验证所述两列低压安注泵利用安全壳喷淋换热器冷段注入工况，具体步骤为：选择b列中扬程更低的所述高压安注泵，使应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过a列中的所述低压安注泵，然后部分介质通过所述a列中的第一连接管线流经所述安全壳喷淋换热器，再通过所述第二连接管线流至下游管线，另一部分介质直接流经下游管线，两部分介质汇合之后，部分介质直接流至反应堆压力容器，另一部分介质通过a列中的所述高压安注泵流至反应堆压力容器；
同时使应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质通过b列中的所述低压安注泵，然后部分介质通过所述b列中的第一连接管线流经所述安全壳喷淋换热器，再通过所述第二连接管线流至下游管线，另一部分介质直接流经下游管线，两部分介质汇合之后，部分介质通过a列中的所述高压安注泵反应堆压力容器，部分介质通过b列中扬程更低的所述高压安注泵流至所述反应堆压力容器，另一部分介质直接流入所述反应堆压力容器，验证进行冷段注入期间其注入流量是否满足堆工要求。
本发明提供的一个或多个技术方案，具有如下技术效果：本发明提供的h4管线，保证安全注入/安全壳喷淋可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入，增强了事故运行期间的可靠性，并且保证核电机组的安全可靠运行，并提升核电站经济效益；本发明提供的基于该h4管线的试验方法，在确保所有核安全准则得以验证的同时，优化了调试关键路径，缩短了h4改进项调试工期，并且确保了核安全准则得到更加保守的验证。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例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的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是现有技术一中安注安喷互为备用的管线系统配置示意图；
图2是本发明实施例一中安注安喷互为备用的管线系统配置示意图；
图3是本发明实施例二中验证a列安全壳喷淋流量运行工况示意图；
图4是本发明实施例二中验证冷段注入工况示意图；
图5是本发明实施例二中验证增压b列一台高压安注泵冷段注入工况示意图；
图6是本发明实施例二中验证增压两台高压安注泵冷段注入工况示意图；
图7是本发明实施例二中验证直接喷淋工况示意图；
图8是本发明实施例二中验证再循环喷淋工况示意图；
图9是本发明实施例二中验证两列低压安注泵利用安全壳喷淋换热器冷段注入工况示意图。
具体实施方式
为了解决现有技术中存在的h4管线基本不具备紧急互备的功能、启用h4管线前操作员受辐照风险较大、低压安注泵由于长期在过低的流量下运行导致设备本体的可靠性不高以及h4管线内的流速偏高，存在诱发流致振动的风险的问题，本发明具体思路如下：提供一种安注安喷互为备用的管线系统，包括至少一组连接于安全注入系统以及安全壳喷淋系统之间的h4管线，每组h4管线包括：第一连接管线，一端连通与安全壳喷淋泵的出口管线上，另一端连通于低压安注泵的出口管线上；第二连接管线，一端连通于位于安全壳喷淋泵下游的安全壳喷淋换热器的出口管线上，另一端连通于所述低压安注泵的出口下游管线上，且与低压安注泵的下游管线上的连接点位于高压安注连接点的上游；安全壳喷淋泵回流管线，一端连通于安全壳喷淋换热器的出口下游管线上，一端连通于安全壳喷淋泵的入口管线上。本发明提供的h4管线，保证安全注入/安全壳喷淋可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入，增强了事故运行期间的可靠性，并且保证核电机组的安全可靠运行，并提升核电站经济效益。
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实施方式作进一步地详细描述。
实施例一
如图2所示，本发明实施例一提供了一种安注安喷互为备用的管线系统，包括至少一组连接于安全注入系统以及安全壳喷淋系统之间的h4管线，在本实施例中，包括两组分别连接于相同的a列和b列的安全注入系统以及安全壳喷淋系统之间的h4管线，以使a列和b列的安全注入泵和安全壳喷淋泵在事故缓解时可以分别互为备用，每一列安全注入系统包括依次通过管线连接的核岛地坑、低压安注泵6、高压安注泵8以及反应堆压力容器，每一列安全喷淋系统包括依次通过管线连接的反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱、安全壳喷淋泵5以及安全壳喷淋换热器7。每组h4管线包括：第一连接管线1，一端连通与安全壳喷淋泵5的出口管线上，另一端连通于低压安注泵6的出口管线上，用于使安全注入系统的介质流入安全壳喷淋系统以进行喷淋；第二连接管线2，一端连通于位于所述安全壳喷淋泵5下游的安全壳喷淋换热器7的出口管线上，另一端连通于所述低压安注泵6的出口下游管线上，且与所述低压安注泵6的下游管线上的连接点位于高压安注连接点的上游，用于使安全壳喷淋系统的介质流入安全注入系统以进行冷段注入；安全壳喷淋泵回流管线3，一端连通于所述安全壳喷淋换热器7的出口下游管线上，一端连通于所述安全壳喷淋泵5的入口管线上，用于使安全壳喷淋系统的介质进行回流；所述第一连接管线1、第二连接管线2以及所述安全壳喷淋泵回流管线3用于使安全注入泵和安全壳喷淋泵在事故缓解时可以互为备用。
具体地，每一所述h4管线上均设置有隔离阀组件4，在图1中，由于第一连接管线1、第二连接管线2上的隔离阀组件4均与安全壳喷淋泵回流管线3上的隔离阀组件4相同，图中仅标注出安全壳喷淋泵回流管线3上的隔离阀组件4，在所述安全注入系统以及安全壳喷淋系统正常运行时，每一所述h4管线内均充满水，且所述隔离阀组件4均处于关闭状态，以使所述安全注入系统以及安全壳喷淋系统相互隔离，因此h4管线投运前无需再进行充水排气操作，互为备用响应迅速，保证了安全注入/安全壳喷淋泵可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入安全注入泵在安全壳喷淋泵失效的情况下利用安全壳喷淋热交换器带走堆芯余热，另外在安全壳喷淋泵失效的情况下实现安全壳的喷淋，增强了事故运行期间的可靠性。
实施例二
本发明实施例二还提供了一种验证方法，使用多个试验工况验证所述安注安喷互为备用管线系统，所述多个试验工况包括：安全壳喷淋流量运行工况、安全壳喷淋泵备用低压安注泵工况、低压安注泵备用安全壳喷淋泵喷淋工况、两列低压安注泵利用安全壳喷淋换热器冷段注入工况。
具体地所述安全壳喷淋流量运行工况包括a列和b列的安全壳喷淋流量运行工况；所述安全壳喷淋泵备用低压安注泵工况包括冷段注入工况、增压b列一台高压安注泵冷段注入工况以及增压两台高压安注泵冷段注入工况；所述低压安注泵备用安全壳喷淋泵喷淋工况包括直接喷淋工况和再循环喷淋工况。
结合图3所示，本试验工况组主要验证安全壳喷淋系统是否满足运行准则，a列和b列均需要验证，共计验证2个工况，现以a列为例，a列安全注入系统中，介质通过管线从核岛地坑依次经过低压安注泵6、高压安注泵8，然后沿a列低压冷段注入反应堆压力容器，a列安全壳喷淋系统中，介质从反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱依次经过安全壳喷淋泵5、安全壳喷淋换热器7流至a列喷淋。当验证所述a列或b列的安全壳喷淋流量运行工况时，具体步骤为：使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵5流至所述安全壳喷淋换热器7，然后通过所述安全壳喷淋泵回流管线3流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证所述安全壳喷淋泵是否正常运行。
当验证安全壳喷淋泵5替代低压注入泵6进行冷段注入时，结合图1所示，在现有技术中，需要分别验证a列和b列的安全壳喷淋泵5，而分别验证每一个安全壳喷淋泵5时，每个安全壳喷淋泵5又有两个吸入口，即核岛地坑和反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，总共需要验证的情况就有四种，结合图4所示，图4中安全壳喷淋系统和安全注入系统的结构和图3相同，在本发明中，本试验工况组主要验证安全壳喷淋泵5替代低压注入泵6进行冷段注入期间是否满足堆工要求的安全准则，只需要验证扬程较低列的安全壳喷淋泵5参与试验即可，泵的吸水口为核岛地坑，这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的安全壳喷淋泵5，假设a列安全壳喷淋泵5扬程较低，使核岛地坑中的介质经过所述安全壳喷淋泵5流至所述安全壳喷淋换热器7，然后部分介质通过所述第二连接管线2流至反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线3流回所述核岛地坑，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
当验证安全壳喷淋泵5替代低压安注泵6增压b列一台高压安注泵8进行冷段注入工况时，结合图1所示，在现有技术中，需要分别验证a列和b列的安全壳喷淋泵5，而分别验证每一个安全壳喷淋泵5时，每个安全壳喷淋泵5又有两个吸入口，即核岛地坑和反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，此外，b列有两台高压安注泵8，选择b列的一台高压安注泵8时又有两种选择，总共需要验证的情况就有八种，结合图5所示，图5中安全壳喷淋系统和安全注入系统的结构和图3相同，在本发明中，本试验工况组主要验证安全壳喷淋泵5替代低压安注泵6增压b列一台高压安注泵8进行冷段注入期间是否满足堆工要求的安全准则，由于其安全准则要求大于某一定值，只需要验证扬程较低列的安全壳喷淋泵5和b列扬程较低的高压安注泵8组合参与试验即可，泵的吸水口为反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述增压b列一台高压安注泵冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的安全壳喷淋泵5以及b列中扬程更低的高压安注泵8，假设a列安全壳喷淋泵5扬程较低，图中所标志出的高压安注泵8扬程较低，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵5流至所述安全壳喷淋换热器7，然后部分介质通过所述第二连接管线2流至反应堆压力容器，部分介质通过所述b列中扬程更低的高压安注泵8流至所述反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线3流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
当验证安全壳喷淋泵5替代低压安注泵6增压两台高压安注泵8进行冷段注入工况时，结合图1所示，在现有技术中，需要分别验证a列和b列的安全壳喷淋泵5，而分别验证每一个安全壳喷淋泵5时，每个安全壳喷淋泵5又有两个吸入口，即核岛地坑和反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，此外，b列有两台高压安注泵8，选择b列的一台高压安注泵8时又有两种选择，总共需要验证的情况就有八种，结合图6所示，图6中安全壳喷淋系统和安全注入系统的结构和图3相同，在本发明中，本试验工况组主要验证安全壳喷淋泵5替代低压安注泵6增压两台高压安注泵8进行冷段注入期间是否满足安全壳喷淋泵5要求的运行准则，由于其运行准则要求小于某一定值，只需要验证扬程较高列的安全壳喷淋泵5、a列高压安注泵8以及b列扬程较高的高压安注泵8组合参与试验即可，泵的吸水口为反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述增压两台高压安注泵冷段注入工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更高列的安全壳喷淋泵5、a列的高压安注泵以及b列中扬程更高的高压安注泵8，假设a列安全壳喷淋泵5扬程较高，图中所标志的高压安注泵8扬程较高，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过所述安全壳喷淋泵5流至所述安全壳喷淋换热器7，然后部分介质通过所述第二连接管线2流至反应堆压力容器，部分介质通过所述a列的高压安注泵8流至反应堆压力容器，部分介质通过所述b列中扬程更高的高压安注泵8流至所述反应堆压力容器，另一部分介质通过所述安全壳喷淋泵回流管线3流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，验证冷段注入流量是否满足堆工要求。
当验证低压安注泵6替代安全壳喷淋泵5进行直接喷淋工况时，结合图1所示，在现有技术中，吸入口确定为反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，但是有a列和b列的两个低压安注泵6需要分别进行试验，总共需要验证的情况就有两种，结合图7所示，图7中a列安全注入系统中，介质通过管线从核岛地坑依次经过低压安注泵6、高压安注泵8，然后流至a列低压冷段，a列安全壳喷淋系统中，介质从反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱依次经过安全壳喷淋泵5、安全壳喷淋换热器7流至a列喷淋。在本发明中，本试验工况组主要验证低压安注泵6替代安全壳喷淋泵5进行直接喷淋期间其喷淋流量是否满足堆工要求的安全准则，由于其安全准则要求大于某一定值，只需要验证扬程较低列的安全注入系统泵参与试验即可，泵的吸水口为反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱,这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述直接喷淋工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的所述低压安注泵6，假设a列低压安注泵扬程较低，使反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质流经所述低压安注泵6之后，部分直接流回所述反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，部分通过所述第一连接管线1流经所述安全壳喷淋换热器7流至a列喷淋，再经过b列喷淋流至所述核岛地坑，另一部分流至a列低压安注冷段，验证直接喷淋期间所述喷淋流量是否满足堆工要求。
当验证低压安注泵6替代安全壳喷淋泵5进行再循环喷淋工况时，结合图1所示，在现有技术中，吸入口确定为核岛地坑，但是有a列和b列的两个低压安注泵6需要分别进行试验，总共需要验证的情况就有两种，结合图8所示，图8中安全壳喷淋系统和安全注入系统的结构和图7相同，在本发明中，本试验工况组主要验证低压安注泵6替代安全壳喷淋泵5进行再循环喷淋期间其喷淋流量是否满足堆工要求的安全准则，由于其安全准则要求大于某一定值，只需要验证扬程较低列的低压安注泵6参与试验即可，泵的吸水口为核岛地坑,这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述再循环喷淋工况时，具体步骤为：选择a列和b列中扬程更低列的所述低压安注泵6，假设a列的低压安注泵6扬程较低，使核岛地坑中的介质通过所述低压安注泵6后，部分介质直接流回所述核岛地坑，部分介质通过所述第一连接管线1流经所述安全壳喷淋换热器7流至a列喷淋，再经过b列喷淋流至所述核岛地坑，另一部分流至a列低压安注冷段，验证再循环喷淋期间所述喷淋流量是否满足堆工要求。
结合图7和图8，在本实施例中，设计要求低压安注泵6备用安全壳喷淋泵5喷淋期间，包括直接喷淋和再循环喷淋期间，低压安注泵6的流量一路经过安全壳喷淋热交换器7进行喷淋，一路经过安注的旁路管线。但在试验期间即使一回路背压为零，低压安注泵6全部通过安注旁路管线,进行注入时，安全注入流量显示也就在在125m3/h左右。在低压安注泵6备用安全壳喷淋泵5进行喷淋工况期间，一般会伴随着si工况，这时低压安注泵6的去反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱和核岛地坑的小流量管线无法在主控强制关闭，因此在验证低压安注泵6备用安全壳喷淋泵5进行直接喷淋阶段，低压安注泵6的流量将分为三支，即低压安注泵6的去反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱小流量，低压安注泵6经过安注旁路管线的流量，低压安注泵6经过安全壳喷淋热交换器7的喷淋流量。同样，在验证低压安注泵6备用安全壳喷淋泵5进行地坑再循环喷淋工况阶段，低压安注泵6的流量将分为三支，即低压安注泵6的去地坑的小流量，低压安注泵6经过安注旁路管线的流量，低压安注泵6经过安全壳喷淋热交换器7的喷淋流量。低压安注泵备用安全壳喷淋泵进行喷淋期间，安全准则的选取低压安注泵6经过安全壳喷淋热交换器7的喷淋流量和喷淋压力均大于满足堆工要求的定值。因此增加小流量管线的分支后，低压安注泵6经过安全壳喷淋热交换器7的流量和压力会偏小，如果此时能满足准则要求，喷淋工况的调试方案更能满足设计要求。安注系统设计时如果存在直接安注信号且安全注入流量小于300m3/h时，为保护低压安注泵6不会憋泵，低压安注泵6去反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱或去核岛地坑的小流量阀门强制开启。
在本实施例中，由于低压安注泵备用安全壳喷淋泵喷淋工况和其他工况均不相同，需要重新设计两个不同尺寸的孔板进行试验，做完所有的工况整个过程需要倒换5次安喷流量tsd孔板的尺寸才能对每个工况的做到真实模拟。在开盖冷态功能试验期间，倒换孔板就成为了试验进行的关键路径。安全喷淋流量tsd介质从a列喷淋流至b列喷淋，然后经过阀门流至核岛地坑，本实施例中蝶阀更换为手动闸板阀，同时保留孔板为116mm孔径的孔板，试验期间通过调节手动闸板阀做到了工况简单切换，保证了流量调节的精确性，同时也避免的频繁更换安喷流量tsd的孔板而导致调试工期太长的问题。
当验证两台低压安注泵6利用安全壳喷淋热交换器7进行冷段注入工况时，结合图1所示，在现有技术中，吸入口有两种选择，即核岛地坑和反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱，此外，有b列的两个高压安注泵8需要分别进行试验，总共需要验证的情况就有四种，结合图9所示，图9中安全壳喷淋系统和安全注入系统的结构和图3相同，在本发明中，本试验工况组主要验证两台低压安注泵6利用安全壳喷淋热交换器7进行冷段注入期间其注入流量是否满足堆工要求的安全准则，由于其安全准则要求大于某一定值，只需要验证b列扬程较低列的高压安注泵8参与试验即可，泵的吸水口为反应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱,这样一来只需要验证一个工况，相比较与现有技术大大减低了验证难度，验证所述两列低压安注泵利用安全壳喷淋换热器冷段注入工况，具体步骤为：选择b列中扬程更低的所述高压安注泵8，假设图中所标志的高压安注泵8扬程较低，使应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质经过a列中的所述低压安注泵6，然后部分介质通过所述a列中的第一连接管线1流经所述安全壳喷淋换热器7，再通过所述第二连接管线2流至下游管线，另一部分介质直接流经下游管线，两部分介质汇合之后，部分介质直接流至反应堆压力容器，另一部分介质通过a列中的所述高压安注泵8流至反应堆压力容器；同时使应堆和乏燃料水池冷却和处理水箱中的介质通过b列中的所述低压安注泵6，然后部分介质通过所述b列中的第一连接管线1流经所述安全壳喷淋换热器7，再通过所述第二连接管线2流至下游管线，另一部分介质直接流经下游管线，两部分介质汇合之后，部分介质通过a列中的所述高压安注泵8反应堆压力容器，部分介质通过b列中扬程更低的所述高压安注泵8流至所述反应堆压力容器，另一部分介质直接流入所述反应堆压力容器，验证进行冷段注入期间其注入流量是否满足堆工要求。
综上所述，本申请方案相对于现有技术至少具有以下有益技术效果：
1)本发明提供的h4管线，保证安全注入/安全壳喷淋可迅速实现备用，可以实现安全壳喷淋泵快速备用安全注入泵进行冷段注入；
2)增强了事故运行期间的可靠性，并且保证核电机组的安全可靠运行；
3)并提升核电站经济效益；
4)本发明提供的基于该h4管线的试验方法，在确保所有核安全准则得以验证的同时，优化了调试关键路径；
5)缩短了h4改进项调试工期，并且确保了核安全准则得到更加保守的验证。
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，本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例的全部或部分流程，并依本发明权利要求所作的等同变化，仍属于发明所涵盖的范围。