一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法与流程

1.本发明涉及压水堆核电厂事故应对技术领域，具体涉及一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法。


背景技术：

2.核电厂发生以下事故工况时将导致给水流量丧失事故：由于机械或者供电系统故障导致的主给水泵失效；由于给水控制系统发出错误的阀门关闭信号，导致主给水阀门误关；厂外交流电源丧失，导致主给水泵停运；二回路破口导致的给水流量丧失。发生给水流量丧失事故后，可能造成以下后果：
3.(1)由于汽轮机持续的蒸汽供应使得蒸汽发生器装量减少，蒸汽流量与给水流量失配符合信号或蒸汽发生器水位低低信号触发反应堆紧急停堆；
4.(2)由于给水流量丧失，二回路系统导出堆芯释热能力减小，反应堆冷却剂温度和压力上升；
5.(3)发生主给水流量丧失后，可能出现其它的故障，例如：辅助给水启动失效、紧急停堆失效、二次侧蒸汽排放阀卡开等等，将导致更为恶劣的事故后果。
6.现有的给水流量丧失的事故应对方法，通常是应对单一初因事件，根据单一初因事件后的核电厂状态特征判断，进入相应的特定事故处理策略。但是这种事故处理策略对于系统失效、操纵员判断失误等叠加事故的处理显得不足。本发明提供一种结合事故处理与安全监测的控制方法应对给水流量丧失后的多重故障，可以全面应对给水流量丧失类型的事故。


技术实现要素：

7.本发明的目的在于提供一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法，解决给水流量丧失事故应对方法对于系统失效、操纵员判断失误等多重事故的处理不足，无法全面应对给水流量丧失类型的各种事故。
8.本发明通过下述技术方案实现：所述控制方法包括事故处理过程和安全监测及功能恢复过程；
9.所述事故处理过程包括如下步骤：
10.s1：给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；
11.s2：根据核电厂重要状态参数和设备状态情况确认反应堆是否停堆；
12.s3：根据反应堆停堆，执行停机动作或手动触发停堆未成功时执行atws响应操作，至反应堆进入安全状态；
13.s4：依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否，根据各个判定结果执行相应的后续动作或对应的响应操作，直至达到正常余热排出系统可投入运行的状态；
14.安全监测及功能恢复过程包括安全监测操作、安全功能恢复操作，在执行事故处理的过程中实时进行安全监测过程，若发生安全功能丧失事件，则执行相应的安全功能恢
复的响应操作，直至丧失事件解除、返回到事故处理继续相应的后续动作。
15.优选地，确认停机与确认安注启动之间还包括确认应急安全母线供电正常。
16.优选地，atws响应操作包括停机、启动蒸汽发生器的辅助给水、向一回路中注入含硼溶液、控制一二回路状态操作，至反应堆进入安全状态。
17.优选地，确认安注未启动时的响应操作为停堆响应操作，所述停堆响应操作包括控制一回路温度、稳压器水位、稳压器压力、蒸汽发生器水位、主蒸汽旁排系统，至反应堆进入安全状态。
18.优选地，确认辅助给水未启动时的响应操作为丧失二次侧热阱响应操作，所述丧失二次侧热阱响应操作包括设法恢复蒸汽发生器给水、检查二次侧非能动余热排出系统投运、启动反应堆冷却剂系统充
‑
排冷却，至反应堆进入安全状态。
19.优选地，确认未发生二次侧破口的响应操作为关闭安注系统，待反应堆冷却剂系统降温、降压达到正常余热排出系统可以投入运行的状态，启动正常余热排出系统直至到达到冷停堆状态；
20.确认发生二次侧破口的响应操作包括隔离故障蒸汽发生器、启动蒸汽发生器的辅助给水及启动汽轮机旁排系统，待反应堆冷却剂系统降温、降压达到正常余热排出系统可以投入运行的状态，启动正常余热排出系统直至到达到冷停堆状态。
21.优选地，所述安全功能丧失事件包括次临界度丧失事件、二次侧热阱丧失事件；
22.所述次临界度丧失事件的响应操作为atws响应操作；
23.二次侧热阱丧失事件的响应操作为蒸汽发生器水位低响应操作、丧失二次侧热阱响应操作；
24.所述蒸汽发生器水位低响应操作包括隔离蒸汽发生器排污、检查二回路是否有破口、控制辅助给水系统的给水流量，以恢复蒸汽发生器水位。
25.优选地，安全监测过程还包括对堆芯冷却、一回路系统完整性、安全壳、一回路系统水装置的状态监测；
26.在安全监测时，依次监测次临界度、堆芯冷却、二次侧热阱、一回路系统完整性、安全壳、一回路系统水装置的状态。
27.优选地，所述给水流量丧失事故触发的停堆信号为蒸汽发生器水位低低信号或蒸汽流量/给水流量失配信号。
28.本发明的设计思路是：
29.在发生给水流量丧失事故后，给水流量丧失会引起蒸汽发生器水位降低，或者蒸汽发生器释放的蒸汽与给水流量失配，这两个信号将会触发反应堆紧急停堆，进入事故处理过程，并根据事故特征，执行不同的处置策略，具体操作是：首先是确认停堆、停汽轮机；其次确认安注的状态，对于未触发安注的工况，将进入到停堆响应策略；对于触发安注的工况，下一步进行蒸汽发生器的辅助给水启动、流量的确认，使用辅助给水、汽轮机旁排或大气排放系统进行热量的导出；再次，对电厂工况进行进一步确认：如果存在二次侧热阱丧失，则进入相应的事故处理策略；如果无上述事故特征，将继续进行电厂排热，待反应堆冷却剂系统降温、降压达到正常余热排出系统可以投入运行的状态，启动正常余热排出系统直至到达到冷停堆状态。
30.在事故处理的同时，还对电厂状态进行监测，在发生安全功能丧失后进行对应的
处理操作。如果在事故处理过程，出现重要安全功能丧失，例如对于给水流量丧失事故，可能导致二次热阱功能的丧失，应立即进入相应的响应操作如蒸汽发生器水位低响策略应或丧失二次侧热阱响应策略。在执行完相应的安全功能恢复后，再返回到事故处理过程，继续执行相应的后续事故处理如确认二次侧破口，将反应堆带入安全状态。
31.本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
32.本发明的一种应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法已经应用于中国三代压水堆核电厂的设计。该方法通过具体地事故处理和安全监测相结合的方式，处理正常给水流量丧失、给水管道破裂、给水完全丧失、丧失给水atws(未能停堆的紧急瞬态)等一系列可能导致给水丧失类事故，避免系统失效、操纵员判断失误等叠加事故的影响，可全面应对给水流量丧失类型的事故，稳定核电厂安全状态，确保核电厂的完整性。本发明具有国际先进的技术水平，为国内首次在三代压水堆核电厂的设计中应用。
附图说明
33.此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本技术的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
34.图1为本发明的应对给水流量丧失事故控制方法流程图。
具体实施方式
35.为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
36.实施例1：
37.现有核电厂系统包括：反应堆、蒸汽发生器(可以是多个)、汽轮机，蒸汽发生器通过一回路与反应堆进行热交互换，蒸汽发生器通过二回路与汽轮机进行热交互，蒸汽发生器配置有辅助给水，二回路上设置有给水隔离阀和蒸汽隔离阀，一回路上配置有安注系统和正常余热排出系统。
38.本发明应对核电厂给水流量丧失事故的控制方法包括事故处理过程和安全监测过程。
39.当发生给水流量丧失事故时，会出现蒸汽发生器水位低或者蒸汽流量/给水流量失配情况，产生对应地报警信号，使保护系统触发反应堆紧急停堆。操作员需要根据系统可测的数据判定是否停堆成功，确保反应堆处于安全、可控的状态。若没有停堆成功，可手动操作使反应堆停堆。若手动停堆未成功，则需要进行atws响应操作，通过稳定蒸汽发生器水位、控制一回路的温度，使反应堆处于安全、可控的状态。
40.若确认反应堆已经停堆，再依次判定安注系统是否处于开启状态。若安注系统开启，则进行确认蒸汽发生器的辅助给水系统的启闭、是否发生了二次侧破口；若经确认安注系统处于关闭状态，则需要进行停堆响应操作，控制一回路的温度、稳压器的温度和压力稳定、蒸汽发生器水位稳定、释放热量，使反应堆处于安全状态后，待停堆响应操作完结后进行后续的蒸汽发生器的辅助给水系统的启闭。
41.在给水流量丧失事故中，辅助给水是给水流量丧失事故后重要的缓解措施。如果
辅助给水不可用，将引起安全功能的丧失，进入到丧失二次侧热阱策略，控制蒸汽发生器的水位、压力、检查二次侧非能动余热排出系统投运、启动反应堆冷却剂系统充
‑
排冷却，至反应堆进入安全状态。待二次侧热阱恢复后返回到事故处理过程，再进行二次侧破口事故的确认。若经确认蒸汽发生器的辅助给水系统处于启动状态，则直接进入二次侧破口事故的确认。
42.若判断发生了二次侧破口事故，则进行相应的响应操作，隔离故障蒸汽发生器、通过辅助给水/汽机旁路系统排出热量，待反应堆冷却剂系统降温、降压达到正常余热排出系统可以投入运行的状态，启动正常余热排出统直至到达到冷停堆状态。若未发生二次侧破口事故，则关闭安注系统停止注入含硼溶液，待反应堆冷却剂系统降温、降压达到正常余热排出系统可以投入运行的状态，启动正常余热排出直至系统直到达到冷停堆状态。
43.如图1，在进行事故处理过程的同时，系统及人工实时检测电厂的安全功能，根据系统的可测数据判定是否发生了安全功能丧失事件，若在事故处理过程中监测到发生了重要的安全功能丧失事件，则执行相应的响应操作，直至安全功能丧失事件解除，再返回到事故处理过程，进行相应的后续动作。
44.例如在进行安注启动确认时发生了次临界度丧失事件，则立即进行atws响应操作，待次临界度丧失事件解除，返回到确认安注启动以及后续的步骤。若在手动停堆没有成功，正在进行atws响应操作时监测到发生了二次侧热阱丧失事件，则进行二次侧热阱丧失响应操作、蒸汽发生器水位低响应操作，待解除二次侧热阱丧失事件，返回到事故处理过程继续进行atws响应操作。
45.具体地，控制方法包括以下步骤，事故处理过程：
46.s1：给水流量丧失事故触发的停堆信号触发反应堆紧急停堆；停堆信号有蒸汽发生器水位低信号、蒸汽流量/给水流量失配信号，导致给水丧失类事故的事件包括正常给水流量丧失、给水管道破裂、给水完全丧失、丧失给水atws(未能紧急停堆的预期瞬态)等。
47.s2：根据核电厂重要状态参数和设备状态情况确认反应堆是否停堆；如果反应堆堆芯的控制棒已经下落，则表明已经停堆，如果控制棒未下落，表明未停堆。
48.s3：根据反应堆停堆，执行停机动作，或者如果没有停堆，进行手动触发停堆，手动触发停堆成功则进行停机，若手动触发停堆未成功，则执行atws响应操作，至反应堆进入安全状态；
49.s4：依次确认停机、安注启动、辅助给水启动、二次侧破口与否，根据各个判定结果执行相应的后续动作或对应的响应操作，直至达到正常余热排出系统可投入运行的状态；
50.执行事故处理操作的过程中实时进行安全监测过程，监测次临界度丧失、二次侧热阱丧失事件，根据各丧失事件执行相应的响应操作，直至丧失事件解除、返回到事故处理操作中继续相应的后续动作。
51.实施例2：
52.在实施例1的基础上，进一步的技术方案为：
53.atws响应操作包括：通过系统操控或者人工使反应堆停堆，检查汽轮机停止工作，然后启动辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水，再向一回路中注入含硼溶液、控制一回路的温度及压力稳定、二回路中蒸汽发生器的水位及压力稳定。
54.停堆响应操作包括控制一回路的温度稳定、控制稳压器的水位稳定、控制稳压器
压力稳定、蒸汽发生器水位稳定、控制主蒸汽旁排系统排出蒸汽、释放热量，通过这一系列操作使反应堆的热量排出，控制一回路的温度、压力、水位稳定。
55.其中控制一回路的温度稳定是通过控制蒸汽排放实现的，蒸汽发生器的水位稳定是通过辅助给水流量来实现的，稳压器压力稳定是通过控制稳压器电加热器和正常喷淋来实现的，稳压器水位稳定是通过控制上充和下泄流量来实现的。
56.丧失二次侧热阱响应操作具体为：设法通过辅助给水、启停给水、主给水恢复蒸汽发生器给水、检查二次侧非能动余热排出系统投运、启动反应堆冷却剂系统充
‑
排冷却，带走一回路热量，保证反应堆的安全。
57.二次侧破口事故响应操作为：隔离发生故障的蒸汽发生器(包括隔离蒸汽管道和旁路、主给水管道、辅助给水管道，关闭大气释放阀和隔离阀，隔离蒸汽发生器排污和取样水，隔离二次侧非能动余热排出系统相关阀门以及其它二回路管道)，然后启动辅助给水向完好蒸汽发生器提供给水，并确保蒸汽发生器传热管的完整性
，
再启动汽轮机旁排系统排出余热。
58.实施例3：
59.在实施例1、2的基础上的进一步的技术方案为：在确认停机与确认安注启动之间还包括确认应急安全母线供电正常，保证专设安全设施系统可用。
60.安全监测过程主要进行次临界度、二次侧热阱的监测。
61.当进入重要安全功能监测时，对次临界度的监测采用的方法是实时测量中子通量和倍增周期，如果功率量程功率≥5％或中间量程倍增时间≥0，则表示发生了次临界度丧失事件，则进入到atws响应操作，进行次临界度的恢复。当次临界度恢复后，返回到事故处理过程，将反应堆带到安全的状态。
62.如果蒸汽发生器的辅助给水系统的给水流量太小或者不能辅助给水，将会危及二次侧热阱，则表示发生二次侧热阱丧失事件，当总的给水流量低于设定阈值，如129m3/h时，应立即进入到丧失二次侧热阱响应操作，当所有蒸汽发生器窄量程水位低于设定阈值如
‑
1.62m，应立即进入到蒸汽发生器水位低响应操作。当二次侧热阱丧失事件解除后，重新返回到事故处理，将反应堆带到安全的状态。蒸汽发生器水位低响应操作包括隔离蒸汽发生器排污、检查二回路是否有破口，若有破口则采用以上所述的二次侧破口丧失事件的消除策略，然后控制辅助给水系统的给水流量，以恢复蒸汽发生器的水位。
63.安全监测过程还包括对堆芯冷却、一回路系统完整性、安全壳、一回路系统水装置状态的监测。在进行安全监测，依次进行次临界度、堆芯冷却、二次侧热阱、一回路系统完整性、安全壳、一回路系统水装置情况监测，并根据监测情况，若出现某个安全功能的丧失，则先停止事故处理，先进行相应安全功能丧失的恢复，待安全功能丧失事件解除后，返回到事故处理过程。
64.具体地，对堆芯冷却的监测是通过测量堆芯出口的温度和过冷度进行，根据测量结果判定是否发生了安全功能丧失，根据判定结果转向不同的堆芯冷却丧失事件解除方法。
65.对一回路系统完整性的监测是通过测量降温速率、一回路温度、压力，根据测量结果判定是否发生了安全功能丧失，根据判定结果转向不同的一回路系统完整性丧失事件解除方法。
66.对安全壳状态的监测是通过测量安全壳的压力、放射性、地坑水位，根据测量结果判定是否发生了安全功能丧失，转向不同的安全壳丧失事件解除方法。
67.对一回路系统水装量的监测是通过测量稳压器水位，根据测量结果判定是否发生了安全功能丧失，转向不同的一回路系统水装量丧失事件解除方法。
68.实施例4：
69.当发生给水流量丧失事件后，在操纵员未干预之前，给水流量丧失事故触发的停堆信号会触发反应堆紧急停堆，在操作员开始干预之后，根据本发明的具体运行流程进行操作，详细步骤如下：
70.(1)确认停堆
71.如果控制棒已经下落，则进入到确认汽轮机停机。
72.如果控制棒未下落，并且手动触发停堆未成功，则将进入到atws响应策略：汽机停机、启动辅助给水、启动应急注硼、控制一二回路状态(蒸汽发生器水位、一回路温度等)，将反应堆带入安全状态后，继续操作。
73.(2)确认汽机停机
74.防止反应堆过冷或重返临界。
75.(3)确认应急安全母线供电正常。
76.(4)检查安注系统状态
77.如果安注系统未启动，则进入正常停堆响应操作：检查一回路温度、检查稳压器水位控制、检查稳压器压力控制、检查蒸汽发生器水位、检查主蒸汽旁排系统等。
78.(5)确认辅助给水启动
79.如果辅助给水未启动，将引起安全功能的丧失，进入到丧失二次侧热阱响应操作。
80.如果辅助给水启动，将进入到确认二次侧破口。
81.(6)确认二次侧破口
82.如果未有二次侧破口，则终止安注、待电厂状态稳定、接入正常余热排出系统，将反应堆带入安全的状态。
83.如果有二次侧破口，则将进入到二次侧破口事故响应操作：隔离故障蒸汽发生器、启动辅助给水、启动汽机旁排系统、待电厂状态稳定、接入正常余热排出系统。
84.(7)重要安全功能监测
85.在进行事故处理过程的同时，同步进行重要安全功能的监测。对于给水流量丧失事故重点监测次临界度、二次侧热阱。
86.若次临界度安全功能丧失，则进入到atws响应操作，进行次临界度的恢复。当次临界度恢复后，返回到事故处理过程中，继续相应的后续操作。若二次侧热阱安全功能丧失，进入到蒸汽发生器水位低响应操作或丧失二次侧热阱响应操作。当二次侧热阱丧失事件恢复后，返回到事故处理过程中，继续相应的后续操作，将反应堆带到安全的状态。
87.本发明中所涉及的操作过程均是利用核电厂已有的相关设备，不增设核电厂的新系统及新设备，核电厂已有相关系统和设备主要包括核电厂的温度、水位、压力测量装置，辅助给水系统，蒸汽旁排系统，安注系统，正常余热排出系统以及其它相关的控制系统。
88.本领域普通技术人员可以理解，实现上述事实和方法中的全部或部分步骤是可以通过程序来指令相关的硬件来完成，涉及的程序或者所述的程序可以存储于一计算机所可
读取存储介质中，该程序在执行时，包括如下步骤：此时引出相应的方法步骤，所述的存储介质可以是rom/ram、磁碟、光盘等等。
89.以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。