核电站利用RCW备用系统缓解丧失冷却水事故的方法与流程

本发明属于核电，具体涉及一种核电站利用rcw备用系统缓解丧失冷却水事故的方法。

背景技术：

1、rcw检修备用系统的设计目标是在大修机组停运三天以上后使用，rcw检修备用系统可以替代rcw备用系统给必须连续供水的用户提供足够的冷却水，从而将rcw/rsw系统退出运行，实现对rcw/rsw系统的阀门/管道等的维修或更换。rcw检修备用系统的设计热负荷为14mw，设计流量为1720m3/h，冷却水循环回路供水最高温度为35℃，冷却塔循环水回路相应最高供水温度为34℃，rcw检修备用系统兼顾考虑电厂失去rcw/rsw事故工况下，提供缓解事故长期影响的支持功能。

2、操纵员在事故下执行应急规程eop-009(丧失rcw/rsw系统)主要步骤包括；确保停堆；通过蒸汽发生器对主热传输系统进行冷却；确保各设备备用冷却水源的自动切换；确保蒸汽发生器的装量；停慢化剂泵主电机，启动慢化剂泵小电机；确保主热传输系统的装量；监视主热传输泵、上充泵的运行；主系统降温；在执行以上操作的同时，设法恢复rcw/rsw等。为防止慢化剂沸腾，应当尽快对主系统降温，通过主热传输泵+蒸发器+csdv/asdv/mssv对主系统冷却至120℃附近。

3、由于主热传输泵失去冷却水，主热传输泵运行参数会逐步恶化，设计上主热传输泵失去冷却水能保持运行一个小时左右，主热传输泵停运后将通过自然循环带走主系统热量。但随着主热传输系统平均温度的降低，同时堆芯衰变热的逐渐降低，堆芯出入口集管的温差将逐渐减小，对自然循环产生不利影响；加之自然循环下主系统平均温度较强迫循环高，这样使得主系统向慢化剂系统传递热量增加，同时由于几乎所有设备都直接或者间接失去冷却，将导致厂房环境恶化。

4、目前应急规程eop-009中在长期行动中只提出根据需要可考虑投入rcw检修备用系统，但投入rcw检修备用系统后需为哪些负荷提供冷却水，投入冷却水后的系统运行和控制方式，rcw检修备用系统容量等问题都未考虑。如遇到事故时再考虑上述问题，可能会导致因响应不及时而导致事故恶化。因此，亟需确定了事故工况下rcw检修备用系统的负荷，电站系统运行和控制方式和容量等问题。

技术实现思路

1、为克服相关技术中存在的问题，提供了一种核电站利用rcw备用系统缓解丧失冷却水事故的方法。

2、根据本公开实施例的一方面，提供一种核电站利用rcw备用系统缓解丧失冷却水事故的方法，在核电厂丧失厂用冷却水事故工况下，所述方法包括：

3、步骤10，将rcw备用系统冷却水流量设置为小于或等于446.2l/s，将rcw备用系统的负荷设置为小于或等于11.464mw；

4、步骤20，利用rcw备用系统对核电站系统的控制操作包括：

5、步骤201，如果停堆三天以上，则通过利用rcw备用系统联合停冷系统以及蒸发器共同对主系统进行继续冷却，如果是在停堆期间执行规程eop-009，则需根据停堆时间判断是否需要投运停冷系统；

6、步骤202，对rcw备用系统热交换器进行降温，降温方式包括：对rcw备用系统热交换器进行喷淋或在rcw备用系统热交换器上覆一层冰套；

7、步骤203，关闭压力装量控制热交换器的冷却水出口电动阀7134-mv40，当执行至应急规程eop-009的g小步时，通过点动7134-mv40，投入部分冷却流量，从而控制d/c液位，如果d/c和稳压器液位失控上升，则停运上充泵；

8、步骤204，启动并保持两台主热传输泵运行，形成两台主热传输泵联合蒸发器换热模式，通过主热传输泵协同蒸汽发生器的换热方式带走堆芯剩余热量；

9、步骤205，将慢化剂自动卸载逻辑手柄67134-hs4314置于off/reset状态，当稳压器液位达到8m时，将hts下泄阀控制器63331-hc14和63331-hc15置于man状态，并将下泄阀控制器的输出调节至0，关闭下泄阀63331-lcv14和63331-lcv15；

10、步骤206，确认并保持lzc系统运行正常；

11、步骤207，隔离空冷器7311-lac9-lac16冷却水；

12、步骤208，切换为手动控制端屏蔽温度；

13、步骤209，停运除氧器电加热器以降低主给水温度；

14、步骤210，将冷冻机rcw冷却水负荷切换至rcw备用系统供水之前，切除冷冻机rcw的大部分负荷，该大部分负荷包括：sb厂房中央空调、化学实验室空调、仪表车间空调冷却水，并停运重水升级塔；

15、步骤211，关闭未投入的乏燃料热交换器的冷却水回路。

16、在一种可能的实现方式中，所述方法还包括：

17、步骤30，在核电厂丧失厂用冷却水事故工况下，核电站的操作顺序依次为：启动rcw备用系统、切换r/b重要设备冷却水、启动主热传输泵并控制主系统参数、切换辅给泵和端屏蔽辅冷却水、切换冷冻机冷却水、切换乏燃料池冷却水。

18、在一种可能的实现方式中，所述方法还包括：

19、步骤40，通过以下步骤，减少系统响应时间：

20、步骤401，在正常工况下，使得rcw备用系统处于系统热备用状态，在事故工况下，对rcw备用系统执行启动操作；

21、步骤402，在事故工况下，反应堆冷却水切换操作包括：将蒸发器作为热阱或将停冷系统作为热阱；

22、步骤403，将rcw备用系统启动必须检查的隔离阀全部加入到行政隔离中；

23、步骤404，事故工况下，隔离部分反应堆厂房冷却系统风机冷却水。

24、在一种可能的实现方式中，在步骤404中，部分反应堆厂房冷却系统风机冷却水为空冷器lac9～16冷却水。

25、在一种可能的实现方式中，在步骤10中：主热传输泵的冷却水流量为49.3l/s，负荷为1.0mw；

26、上充泵的冷却水流量为3.75l/s，负荷为0.089mw；

27、除气冷凝器出口热交换器的冷却水流量为3.234l/s，负荷为0.3528mw；

28、主热传输净化系统热交换器的冷却水流量为38l/s，负荷为0.82mw；

29、液体区域控制热交换器的冷却水流量为78l/s，负荷为3mw；

30、重水收集箱内热交换器的冷却水流量为1.9l/s，负荷为0.13mw；

31、重水收集箱上方蒸汽冷却器的冷却水流量为9.9l/s，负荷为0.9mw；

32、端屏蔽冷却热交换器的冷却水流量为33l/s，负荷为1.5mw；

33、反应堆厂房的冷却水流量为92l/s，负荷为1.464mw；

34、乏燃料储存池的冷却水流量为117l/s，负荷为1.8mw；

35、乏燃料接收池的冷却水流量为26.8l/s，负荷为0.3mw；

36、冷冻机的冷却水流量为137l/s，负荷为2.3mw。

37、本公开核电站利用rcw备用系统缓解丧失冷却水事故的方法包括以下有益效果：

38、1、带出一回路热量：本公开在事故工况下重启主热传输泵，对主热传输系统上充流、下泄流、稳压器和除气冷凝器液位、主热传输泵运行模式进行干预，通过两台主热传输泵联合蒸发器以及csdv/asdv/mssv对主系统冷却的方法带出堆芯剩余热量。

39、2、合理分配rcw备用系统流量和负荷，使得将要投入设备的冷却水能够得到满足，并能总共控制流量和负荷不超出rcw备用系统的容量。

40、3、控制系统；通过对系统逻辑、阀门操作方式、投运和切除设备的选择等进行控制，为重要运行的设备提供冷却水的同时尽可能限制冷却水流量，各个系统相互配合，以使整个电站能有效地带出堆芯剩余热量。

41、4、排列操作顺序：解决了冷却水负荷容量的问题后，根据3c原则和参照备用柴油发电机带载顺序，按重要程度逐步对需要冷却的设备进行冷却水切换。

42、5、渐少响应时间：将rcw备用系统设置为系统就列(即整个系统热备用)使其在正常状态下系统就列并保持，出现问题，需要紧急启动时只要执行启动即可，将rcw备用系统启动必须检查的隔离阀全部加入到行政隔离中，确保紧急情况下，系统不需要检查，直接启动。