CN111681794B - 一种压水堆核电厂全范围sgtr事故处理方法及*** - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及***，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号，判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；S3：根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，采取相应的事故处理方法。本发明根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。

Description

一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及***

技术领域

本发明涉及压水堆核电厂(站)蒸汽发生器传热管破裂类事故处理方法，具体涉及一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及***。

背景技术

压水堆核电厂(站)在发生蒸汽发生器传热管破裂类事故后，一回路放射性通过破口释放进入二回路***，进而通过二回路大气释放阀/安全阀释放到环境中。因此，操纵员需根据蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略，采取相应操作以减小破损蒸汽发生器的放射性释放。国内现有蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略主要用于应对一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故(蒸汽发生器传热管破裂事故，SGTR)，无法应对蒸汽发生器传热管破裂类叠加事故(如SGTR叠加一回路失水、SGTR叠加一回路压力失控及SGTR叠加二回路故障等)。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是现有技术主要用于处理一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故，无法处理蒸汽发生器传热管破裂类叠加事故，目的在于提供一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法及***，解决以安全有效且快速的处理一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故及其叠加事故，即安全有效且快速的处理全范围SGTR事故的问题。

本发明通过下述技术方案实现：

一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，包括以下步骤：S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性信号，判定是否发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判定所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型包括：第一类事故、第二类事故、第三类事故和第四类事故；所述第一类事故为一般类型蒸汽发生器传热管破裂事故，所述第二类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故，所述第三类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控，所述第四类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障；S3：按照所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，使用相应的事故处理步骤。

现有技术中蒸汽发生器传热管破裂事故处理方法主要用于应对一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故，无法应对蒸汽发生器传热管破裂类叠加事故(如SGTR叠加一回路失水、SGTR叠加一回路压力失控及SGTR叠加二回路故障等)。本发明首先对压水堆核电厂(站)发生的事故进行判断，当事故确实是蒸汽发生器传热管破裂类事故时，再对蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型进行判断，根据不同类型的蒸汽发生器传热管破裂类事故的特征，来针对性的采取相应的措施。是在发生蒸汽发生器传热管破裂类事故后，操纵员根据电厂实际响应判定具体的蒸汽发生器传热管破裂事故类别，并通过合理的事故处理方法，减小破损蒸汽发生器的放射性释放。本发明拓展了蒸汽发生器传热管破裂类事故处理策略的应对范围，优化了蒸汽发生器传热管破裂类事故处置策略。

进一步的，所述步骤S2包括：根据完好蒸汽发生器二次侧状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第一类事故；根据一回路***状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第二类事故；根据稳压器主喷雾、辅助喷雾和安全阀是否均不可用，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第三类事故；根据二回路***状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第四类事故。

由于压水堆核电厂(站)的蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型均具备各自的特性，需要根据各种设备的不同状态，分别进行判断，以区分所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是何种类型，以便做出合理且安全的处理方法。

进一步的，所述第二类事故，包括蒸汽发生器传热管破裂事故叠加稳压器安全阀卡开事故、单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故和蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路破口事故。

进一步的，根据稳压器安全阀状态判断是否叠加稳压器安全阀卡开；根据一回路压力是否过低、堆芯出口过冷度持续降低、安注泵无法终止、安注泵终止后需重启或安注箱无法隔离，判断是否叠加一回路破口事故或发生单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故。

进一步的，所述二次侧故障包括：二回路管道破口事故、蒸汽发生器安全阀或释放阀卡开事故、破损蒸汽发生器无法隔离事故和二次侧热阱丧失事故。

进一步的，根据破损蒸汽发生器压力，判断所述二次侧故障是否为二回路管道破口事故；根据破损蒸汽发生器安全阀或大气释放阀状态，判断所述二次侧故障是否为安全阀或释放阀卡开事故；根据破损蒸汽发生器隔离阀状态，判断所述二次侧故障是否为破损蒸汽发生器无法隔离事故；根据破损蒸汽发生器给水流量，判断所述二次侧故障是否为二次侧热阱丧失事故。

进一步的，所述步骤S3包括：

当发生第一类事故时，所述事故处理步骤为：识别并隔离破损蒸汽发生器、冷却一回路***以建立过冷度、一回路降压以恢复一回路***水装量、停止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏以及冷却一回路***至冷停堆工况，最终将核电厂维持在冷停堆工况；

当发生第二类事故时，所述事故处理步骤为：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能、根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余热排出***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态；

当发生第三类事故时，所述事故处理步骤为：恢复稳压器压力控制、终止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏、准备并开始冷却一回路***、投入正常余热排出***，最终将反应堆带入冷停堆状态；

当发生第四类事故时，所述事故处理步骤为：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能以及根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余热排出***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态。

由于压水堆核电厂(站)的蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型均具备各自的特性，需要针对性的对各蒸汽发生器传热管破裂类事故类型快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，降低向环境的放射性释放，以保障压水堆核电厂(站)的安全运行。

进一步的，所述第一类事故包括：单根蒸汽发生器传热管破裂事故、两根蒸汽发生器传热管破裂事故和多台蒸汽发生器传热管破裂事故。

进一步的，所述二回路放射性信号包括：蒸汽发生器泄漏量N-16监测、蒸汽总γ活度、凝汽器抽气γ活度和蒸汽发生器排污水γ活度。

本发明的另一种实现方式，一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理***，包括：

监测模块：用于监测压水堆核电厂中各设备状态；

判断模块：用于根据所述压水堆核电厂中各设备状态，判断是否发生了蒸汽发生器传热管破裂事故，判断所述蒸汽发生器传热管破裂事故是否有叠加事故，并判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；

处理模块：用于根据所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，制定相应的事故处理流程；

显示模块：用于显示所述事故类型及其处理流程。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明的全范围蒸汽发生器传热管破裂事故处理方法根据各蒸汽发生器传热管破裂类事故特点，通过设置对应的事故处理方法，快速有效处置蒸汽发生器传热管破裂类事故，可降低向环境的放射性释放，极大的拓展了蒸汽发生器传热管破裂事故处理策略的应对范围。

2、本发明是压水堆核电厂(站)全范围蒸汽发生器传热管破裂类事故(包括蒸汽发生器传热管破裂事故和蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路或二回路事故)后一种事故处理方法。在发生蒸汽发生器传热管破裂类事故后，操纵员根据电厂实际响应判定具体的蒸汽发生器传热管破裂事故类别，并通过设置合理的事故处理方法，减小破损蒸汽发生器的放射性释放。

3、本发明拓展了蒸汽发生器传热管破裂类事故处理策略的应对范围，优化了蒸汽发生器传热管破裂类事故处置策略。

4、通过蒸汽发生器传热管破裂类事故判断和操作要点，操纵员可根据本发明的全范围蒸汽发生器传热管破裂事故处理方法采用最适当的事故处理策略处理事故，减小事故后的放射性释放。

5、该发明基于不同蒸汽发生器传热管破裂类事故工况下的事故特征，快速判定蒸汽发生器传热管破裂类事故类型，并选择最优的蒸汽发生器传热管破裂类事故应对方案，优化了蒸汽发生器破裂类事故处理方法，具有国际领先的技术水平，对于我国目前三代核电厂(站)设计技术的提升具有十分重要的意义。该发明在填补国内三代核电厂(站)安全策略设计相关空白领域的同时，也具备进军国际市场的潜力。

附图说明

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，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为实施例2处理方法流程图。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，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。

实施例1

本实施例1从始发事件考虑，压水堆核电厂(站)蒸汽发生器传热管破裂类事故主要包括以下几种工况：

1、一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故：包括单根蒸汽发生器传热管破裂事故、两根蒸汽发生器传热管破裂事故、多台蒸汽发生器传热管破裂事故等。

2、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故：包括SGTR叠加稳压器安全阀卡开事故、单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故、SGTR叠加一回路破口事故。

3、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控：包括SGTR叠加一回路压力失控事故等。

4、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障：包括SGTR叠加破损蒸汽发生器无法隔离事故、SGTR叠加蒸汽发生器大气释放阀或大气释放阀卡开事故、SGTR叠加二回路破口事故、SGTR叠加完好蒸汽发生器不可用事故等。

蒸汽发生器传热管破裂类事故最明显的事故特征是:一回路冷却剂向二回路泄漏导致二回路放射性和蒸汽发生器二次侧水装量增加，操纵员很容易根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性高信号判定发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故。操纵员可根据各叠加事故的典型特征，判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的具体类型，制定全范围蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略，例如：

1、一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故：根据“完好”蒸汽发生器二次侧状态(SG水位不可控上升)，判定是否发生多台蒸汽发生器传热管破裂事故。

对一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故，操纵员的操作要点包括：识别并隔离破损蒸汽发生器、冷却一回路***以建立过冷度、一回路降压以恢复一回路***水装量、停止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏以及冷却一回路***至冷停堆工况等，最终将核电厂维持在冷停堆工况。

2、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故：根据SGTR事故时一回路***状态，可判定发生SGTR叠加一回路失水事故，包括：根据稳压器安全阀状态判定是否叠加稳压器安全阀卡开；根据一回路压力是否过低，或堆芯出口过冷度持续降低，或安注泵无法终止，或安注泵终止后需重启，或安注箱无法隔离等条件，判定是否叠加一回路破口事故或单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故。

对蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故，操纵员的操作要点包括：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能以及根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余排***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态。

3、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控：根据稳压器主喷雾、辅助喷雾以及安全阀均不可用，判定是否蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控。

对蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控，操纵员的操作要点包括：设法恢复稳压器压力控制、终止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏、准备并开始冷却一回路***、投入正常余排，最终将反应堆带入冷停堆状态。

4、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障：根据SGTR事故时二回路***状态，可判定发生SGTR叠加二回路故障，包括：

根据破损蒸汽发生器压力，判定是否叠加二回路管道破口事故；

根据破损蒸汽发生器安全阀或大气释放阀状态，判定是否叠加安全阀或释放阀卡开事故；

根据破损SG隔离阀状态，判定是否叠加破损SG无法隔离事故；

根据破损SG给水流量等，判定是否叠加二次侧热阱丧失事故。

对蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障，操纵员的操作要点包括：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能以及根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余排***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态。

通过蒸汽发生器传热管破裂类事故判断和操作要点，操纵员可根据本实施例1设计的全范围蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略采用最适当的事故处理策略处理事故，减小事故后的放射性释放。

全范围蒸汽发生器传热管破裂应对策略中涉及的相关设备主要是操纵员接口。操纵员接口是提供“核测***状态”、“蒸汽发生器水位/压力”、“稳压器水位/压力”、“堆芯出口过冷度”、“安全壳压力及放射性剂量率”、“主泵运行状态”、“蒸汽发生器放射性监测”及稳压器安全阀和蒸汽发生器安全阀及大气释放阀阀门状态的信号指示以及“安注***”、“安全壳隔离***”、“安全壳喷淋***”、“化学和容积控制***”、“蒸汽发生器隔离***”、“蒸汽发生器辅助给水***”、“蒸汽发生器大气排放***”、“稳压器压力控制***”、“蒸汽发生器排污***”等的控制接口。

本实施例1是压水堆核电厂(站)全范围蒸汽发生器传热管破裂类事故(包括蒸汽发生器传热管破裂事故和蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路或二回路事故)后一种事故应对策略。该实施例1的主要目的是在发生蒸汽发生器传热管破裂类事故后，操纵员根据电厂实际响应判定具体的蒸汽发生器传热管破裂事故类别，并通过设置合理的事故应对策略，减小破损蒸汽发生器的放射性释放。该策略拓展了蒸汽发生器传热管破裂类事故处理策略的应对范围，优化了蒸汽发生器传热管破裂类事故处置策略。

实施例2

实施例2是一种全范围蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略，其运行流程如图1所示，具体如下：

首先，根据蒸汽发生器泄漏量N-16监测、蒸汽总γ活度、凝汽器抽气γ活度、蒸汽发生器排污水γ活度不正常或蒸汽发生器窄量程水位不可控上升等事故特征，确认发生蒸汽发生器传热管破裂类事故；

其次，当确认发生蒸汽发生器传热管类事故后，根据电厂状态判定实际发生的蒸汽发生器传热管破裂事故类型：

1、一般蒸汽发生器传热管破裂事故：

一回路***和二回路***状态参数正常。

2、蒸汽发生器传热管破裂叠加一回路失水事故或单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故：

稳压器安全阀卡开；稳压器安全阀关闭后，一回路压力继续下降；一回路压力低；堆芯出口过冷度持续下降；安注无法终止；安注终止后需要重启安注；安注箱无法隔离；达到折叠页安注手动启动准则。

3、蒸汽发生器传热管破裂叠加一回路压力失控：

稳压器主喷雾不可用，且，稳压器辅助喷雾不可用，且，稳压器安全阀不可用。

4、蒸汽发生器传热管破裂叠加二回路故障：

破损SG不能与完好SG隔离；破损SG安全阀或大气释放阀卡开；破损SG压力低；二次侧热阱丧失。

最后，根据实际发生的蒸汽发生器传热管破裂类事故类型，选择不同的事故应对策略：

1、一般蒸汽发生器传热管破裂事故：

识别并隔离所有破损蒸汽发生器；采用完好蒸汽发生器冷却一回路***；降低一回路压力以恢复一回路水装量；停止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏；根据电厂状态确定最佳的SGTR事故后冷却方法；冷却一回路***以使一回路***达到余热排出***接入温度；同步降低一回路和破损蒸汽发生器二次侧压力以达到余热排出***接入压力；利用正常余热排出***使反应堆达到冷停堆状态。

2、蒸汽发生器传热管破裂叠加一回路失水事故或单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故：

识别并隔离所有破损蒸汽发生器；尽快降低一回路***压力，以减少一回路冷却剂的流失；及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能；根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最大允许冷却速率达到冷停堆状态，同时一回路压力降至大气压以终止放射性物质的泄漏，若破损蒸汽发生器水位过高，为减小向环境的放射性释放，操纵员应以电厂可达到的最大冷却速率实现冷停堆。

3、蒸汽发生器传热管破裂叠加一回路压力失控：

识别并隔离所有破损蒸汽发生器；采用完好蒸汽发生器冷却一回路***；设法恢复一回路压力控制，若一回路压力控制可恢复，执行一般类型的蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略；若一回路压力控制不可恢复，则继续执行后续的操作策略；停止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏；持续冷却一回路***以使一回路***达到余热排出***接入温度；降低一回路和破损蒸汽发生器二次侧压力以达到余热排出***接入压力；利用正常余热排出***使反应堆达到冷停堆状态。

4、蒸汽发生器传热管破裂叠加二回路故障：

识别并隔离所有破损蒸汽发生器；尽快降低一回路***压力，以减少一回路冷却剂的流失；及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能；根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最大允许冷却速率达到冷停堆状态，同时一回路压力降至大气压以终止放射性物质的泄漏；若内置换料水箱水位过低或破损蒸汽发生器水位过高，为保存的应急堆芯冷却水以及减小向环境的放射性释放，操纵员应以电厂可达到的最大冷却速率实现冷停堆。

本实施例2的全范围蒸汽发生器传热管破裂事故应对策略可有效应对蒸汽发生器传热管破裂类事故：采用终止安注的策略在反应堆达到冷停堆状态前终止一回路泄漏的事故。主要包括一台或多台蒸汽发生器传热管破裂事故、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控或蒸汽发生器传热管破裂事故叠加完好蒸汽发生器二回路故障；一回路持续泄漏，采用降低安注流量以限制一回路泄漏的事故。主要包括蒸汽发生器传热管破裂事故叠加破损蒸汽发生器环路一回路失水或二回路破口事故。

实施例3

本实施例3是一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理***，包括：

监测模块：用于监测压水堆核电厂中各设备状态；

判断模块：用于根据压水堆核电厂中各设备状态，判断是否发生了蒸汽发生器传热管破裂事故，判断蒸汽发生器传热管破裂事故是否有叠加事故，并判断蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型；其中，蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型包括：一般类型蒸汽发生器传热管破裂事故、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控、蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障等。

处理模块：用于根据蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，制定相应的事故处理流程；

显示模块：用于显示蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，及其类型所对应的事故处理流程。

本实施例3的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理***可以针对全范围蒸汽发生器传热管破裂事故，特别是针对蒸汽发生器传热管破裂事故叠加事故的处理，填补了现有技术的空白。

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。

Claims (8)

1.一种压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，包括以下步骤：

S1：根据蒸汽发生器窄量程水位及二回路放射性信号，判定是否发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故；

S2：当发生了蒸汽发生器传热管破裂类事故后，判定所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型包括：第一类事故、第二类事故、第三类事故和第四类事故；

所述第一类事故为一般类型蒸汽发生器传热管破裂事故，所述第二类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路失水事故，所述第三类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路压力失控，所述第四类事故为蒸汽发生器传热管破裂事故叠加二次侧故障；

S3：按照所述蒸汽发生器传热管破裂类事故的类型，使用相应的事故处理步骤；所述步骤S3包括：

当发生第一类事故时，所述事故处理步骤为：识别并隔离破损蒸汽发生器、冷却一回路***以建立过冷度、一回路降压以恢复一回路***水装量、停止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏以及冷却一回路***、破损蒸汽发生器一二次侧同步降压至余排接入工况，最终将核电厂维持在冷停堆工况；

当发生第二类事故时，所述事故处理步骤为：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能、根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余热排出***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态；

当发生第三类事故时，所述事故处理步骤为：恢复稳压器压力控制、终止安注以终止一次侧向二次侧的泄漏、准备并开始冷却一回路***、投入正常余热排出***，最终将反应堆带入冷停堆状态；

当发生第四类事故时，所述事故处理步骤为：一回路***尽快冷却降压以减少冷却剂的丧失、及时减小安注流量并及时终止安注以减少蒸汽发生器满溢的可能、根据电厂实际状态选择以允许的最快速率或电厂可达到的最快速率实现冷停堆和一回路***降压以终止放射性物质的泄漏、投入正常余热排出***，最终将反应堆装置带入冷停堆状态。

2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，所述步骤S2包括：

根据完好蒸汽发生器二次侧状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第一类事故；

根据一回路***状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第二类事故；

根据稳压器主喷雾、辅助喷雾和安全阀是否均不可用，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第三类事故；

根据二回路***状态，判断所述蒸汽发生器传热管破裂类事故是否为第四类事故。

3.根据权利要求2所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，所述第二类事故，包括蒸汽发生器传热管破裂事故叠加稳压器安全阀卡开事故、单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故和蒸汽发生器传热管破裂事故叠加一回路破口事故。

4.根据权利要求3所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，

根据稳压器安全阀状态判断是否叠加稳压器安全阀卡开；

根据一回路压力是否过低、堆芯出口过冷度持续降低、安注泵无法终止、安注泵终止后需重启或安注箱无法隔离，判断是否叠加一回路破口事故或发生单台蒸汽发生器多根传热管破裂事故。

5.根据权利要求2所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，所述二次侧故障包括：二回路管道破口事故、蒸汽发生器安全阀或释放阀卡开事故、破损蒸汽发生器无法隔离事故和二次侧热阱丧失事故。

6.根据权利要求5所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于；

根据破损蒸汽发生器压力，判断所述二次侧故障是否为二回路管道破口事故；

根据破损蒸汽发生器安全阀或大气释放阀状态，判断所述二次侧故障是否为安全阀或释放阀卡开事故；

根据破损蒸汽发生器隔离阀状态，判断所述二次侧故障是否为破损蒸汽发生器无法隔离事故；

根据破损蒸汽发生器给水流量，判断所述二次侧故障是否为二次侧热阱丧失事故。

7.根据权利要求1所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，所述第一类事故包括：单根蒸汽发生器传热管破裂事故、两根蒸汽发生器传热管破裂事故和多台蒸汽发生器传热管破裂事故。

8.根据权利要求1所述的压水堆核电厂全范围SGTR事故处理方法，其特征在于，所述二回路放射性信号包括：蒸汽发生器泄漏量N-16监测、蒸汽总γ活度、凝汽器抽气γ活度和蒸汽发生器排污水γ活度。

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