CN113972016B - 核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，该方法包括：获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。本发明方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
Description
技术领域
本发明涉及压水堆核电厂安全壳外失水事故应对技术领域，具体涉及核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质。
背景技术
在核电厂发生的极限事故中，由于反应堆冷却剂***的高压管道和一些低压辅助***的低压管道之间界面的止回阀或电动阀的破裂，或者是低压管线的电动阀关闭失败，导致反应堆冷却剂旁通安全壳而直接流失至安全壳外，在事故中长期冷却阶段安全注入***的水源如内置换料水箱无水可用，堆芯冷却由于低压管道的破裂而丧失长期冷却的维持，这类事故称为安全壳外的失水事故。
在先进核电厂的设计中，与反应堆冷却剂***连接的***主要有应急硼注入***、核取样***、安全注入***、化学和容积控制***、余热排出***和设备冷却水***，核取样***和应急硼注入***是高压***，不考虑在安全壳外破口的范围内。安全壳外可能发生失水事故的管线是与反应堆冷却剂连接的低压***管线。这些***管线包括中压安注管线、低压安注管线、上充管线、主泵轴封注入管线、化学与容积控制***净化流排放管线、余热排出***(RHR)泵出入口管线、余热排出***和化学与容积控制***连接管线、主泵高压冷却器冷却管线、过剩下泄热交换器冷却管线以及正常下泄热交换器冷却管线。管道尺寸范围位于50mm—350mm之间。
当安全壳外失水事故发生时，设置一套合理的应对安全壳外失水事故的方法非常重要，因为在先进核电厂的设计中，当隔离破口的操作不成功或暂未成功时，需要通过安全***如安注余排等带走堆芯余热，由于安注***、余排***等的设计等有所变化，因此以往的应对安全壳外失水事故的方法可能不再适用。因此，急需一种压水堆核电厂安全壳外中小破口失水事故应对方法，进而保证先进三代核电厂的运行安全。
发明内容
本发明目的在于提供核电厂安全壳外失水事故应对方法、装置、设备及介质，应用本发明方法能够指导操作员及时地进行相关操作以终止或延缓事故的进程，重要的操作包括查找破口位置、隔离破口、判断隔离是否成功、停止安注的运行、主***冷却降压、向内置换料水箱补水、投入余热排出***等，进行安全壳外不同破口尺寸范围的失水事故的处置，尽快将核电厂带入安全稳定状态。本发明方法能够应用于三代压水堆核电厂在发生不同位置处的安全壳失水事故的处置。
本发明通过下述技术方案实现：
第一方面，本发明提供了核电厂安全壳外失水事故应对方法，该方法包括：
获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；
根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号出现低压信号且所述安全壳的相关信号未发生安全壳的温度升高、安全壳的压力升高和安全壳放射性剂量升高等明显变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。
工作原理是：在核电厂发生安全壳外失水事故时，由于一回路的冷却剂从破口向辅助厂房喷放，将可能出现辅助厂房高放射性异常信息，同时可能引起反应堆停堆、汽轮机停机、安注信号触发等保护动作，此时操作员判定***发生了安全壳外失水事故。
为了保证反应堆的安全，减少一回路冷却剂的丧失，首先需要尝试尽快查找并隔离破口。为了尽快找到破口位置，需要检查贯穿安全壳的管线上所有正常关闭的阀门的状态，保证正常关闭的阀门关闭，并依次关闭开启的阀门进行识别并隔离破口，并通过观察一回路压力的变化来判断破口是否已经隔离。如果破口隔离成功，则操纵员会转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故。
如果破口暂未隔离成功，为了保证反应堆***的安全，则需要操纵员进行进一步操作：
(1)如果破口尺寸属于极小破口范围，若上充流量初始不能补偿破口流量，从而会导致紧急停堆甚至安注***投入，但在安注***及快速冷却***投入后，一回路水装量被安注补偿，满足相关准则后可终止安注，然后采用上充下泄***维持***水装量。
(2)如果破口尺寸属于中小破口范围，为了保证安全注射***的水源消耗的速率尽可能低，首先需要保证仅有一列安注用于向反应堆注水。向一回路注水过程中，要时刻注意内置换料水箱的水位，当水位降低到需要停止吸水泵之前，应向内置换料水箱中补水，当内置换料水箱中的水位降低到一定程序，应停止所有吸水泵，并尝试使用其他补水手段，如应急硼注入***向主***注水，并使用蒸汽发生器和稳压器喷淋对反应堆进行降温、降压，尽快减少破口流量，并使得安全箱内的水也可以注入一回路。当降温降压过程持续到一定程度时，接入余热排出***继续冷却主***。
(3)如果破口尺寸属于大破口范围，主***压力很快降至低压安注泵截止压头以下，不应减少或终止安注，必须通过安注***的持续注水来维持堆芯水装量并从破口带出堆芯余热。同时需要检查安全壳内置换料水箱的水量，尽快对其补水，延缓内置换料水箱水的排空，将冷却的时间延长。
本发明核电厂安全壳外失水事故应对方法，是一种压水堆核电厂安全壳外不同尺寸范围的失水事故应对策略。本发明通过检查贯穿安全壳的低压***阀门状态、识别并隔离破口、主***尽快冷却降压、停运一列安注、隔离安注箱、接入余热排出***等操作，进行安全壳外不同破口尺寸范围的失水事故的处置，尽快将核电厂带入安全稳定状态。
本发明已经应用于中国三代压水堆核电厂的设计之中。在三代压水核电厂反应堆冷却剂***、安注***、余热排出***等设计的基础上，应用该方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
进一步地，所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号。
进一步地，所述极小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并使用上充***补充冷却剂丧失，及检查余热排出***是否可投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出，并持续隔离极小破口操作。
进一步地，所述中小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱和检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
进一步地，所述大破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱，同时利用应急硼注入***向主***注水；及检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
进一步地，所述的利用应急硼注入***向主***注水，包括：
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用急硼注入***向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
第二方面，本发明又提供了核电厂安全壳外失水事故应对装置，该装置支持所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法，该装置包括：
获取单元，用于获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号；
发生安全壳外失水事故判断单元，用于根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
破口失水事故应对处理单元，若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。
进一步地，所述破口失水事故应对处理单元中极小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并使用上充***补充冷却剂丧失，及检查余热排出***是否可投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出，并持续隔离极小破口操作。
进一步地，所述破口失水事故应对处理单元中中小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱和检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
进一步地，所述破口失水事故应对处理单元中大破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱，同时利用应急硼注入***向主***注水；及检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱；
所述的利用应急硼注入***向主***注水，包括：
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用急硼注入***向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
第三方面，本发明又提供了一种计算机设备，包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
第四方面，本发明又提供了一种计算机可读存储介质，所述计算机可读存储介质存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1、本发明是一种压水堆核电厂安全壳外不同尺寸范围的失水事故应对策略。本发明针对破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理；不仅在检查破口时针对破口被隔离成功，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；而且针对破口没被隔离成功的情况下，按照破口尺寸的大小进行了相应的一系列应对处理，为三代先进核电厂提供核电厂安全壳外失水事故应对方法。
2、本发明通过检查贯穿安全壳的低压***阀门状态、识别并隔离破口、主***尽快冷却降压、停运一列安注、隔离安注箱、接入余热排出***等操作，进行安全壳外不同破口尺寸范围的失水事故的处置，尽快将核电厂带入安全稳定状态。
3、本发明已经应用于中国三代压水堆核电厂的设计之中。在三代压水核电厂反应堆冷却剂***、安注***、余热排出***等设计的基础上，应用该方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
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为本发明核电厂安全壳外失水事故应对方法流程图。
图2为本发明极小破口失水事故应对处理的流程图。
图3为本发明中小破口失水事故应对处理的流程图。
图4为本发明大破口失水事故应对处理的流程图。
图5为本发明核电厂安全壳外失水事故应对装置结构图。
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
如图1所示，本发明核电厂安全壳外失水事故应对方法，该方法包括：
获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号；
根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号出现低压信号且所述安全壳的相关信号未发生安全壳的温度升高、安全壳的压力升高和安全壳放射性剂量升高等明显变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。
具体实施时，操纵员通过压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号判定发生了安全壳外失水事故后，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理。
如果破口尺寸属于极小破口范围，具体流程示意图见图2所示，所述极小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
(1)确认与主***相连的有关阀门状态
检查贯穿安全壳的低压管线上所有正常关闭的阀门是关闭的，重点关注连接到高压的反应堆冷却剂***的低压***，余热排出***出入口管线、化学与容积控制***下泄管线等。如果正常关闭的阀门是打开的，此动作就可能隔离破口。
(2)根据阀门状态进行识别并隔离破口
操纵员接着尝试将贯穿安全壳的所有路径上正常开启的阀门依次关闭和开启，并监测主***压力升高为识别并隔离破口的依据。
(3)监视主***压力判断破口是否被隔离：检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
此处应注意：如果二次侧快速冷却尚未结束，即使操纵员成功隔离了破口，一回路的压力也可能不会上升，导致操纵员判断失误，因此应在快速冷却结束之后再进行判断。主***压力骤升表示破口已隔离，操纵员转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理。如果破口没有隔离，则进行破口无法隔离后的恢复动作。
(4)减少主***注入流量：若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量；
安全壳外破口事故中，冷却剂通过破口丧失，可以用于向主***注入的水量持续减少，因此，应尽量减少注入流量。此时，操纵员应先停止一列安注，仅使用一列安注进行注水，当***过冷度达到一定要求时，则停运安注泵。
(5)使用上充***补充冷却剂丧失
使用最大的冷却速度将一回路冷却到冷停堆状态。降压的方法主要包括三种：使用稳压器主喷淋、使用稳压器辅助喷淋或开启稳压器安全阀。冷却一回路使其压力降低，进而使冷却剂泄漏量减少。当上充流量可以补充破口流量时，此时，稳压器水位得以维持。
(6)检查余热排出***是否可投入运行：若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；
(7)保持一回路热量导出
通过余排***(如果已经启用)或蒸汽发生器蒸汽排放来排出一回路热量。由于此时没有安注注入一回路，因此，应向电厂技术支持中心咨询下一步的行动。
(8)持续隔离极小破口操作
在进行主***降温降压补水的同时，应一直尝试隔离破口操作，尽快隔离破口。
如果破口尺寸属于中小破口范围，具体流程示意图见图3所示，所述中小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
(1)确认与主***相连的有关阀门状态
检查贯穿安全壳的低压管线上所有正常关闭的阀门是关闭的，重点关注连接到高压的反应堆冷却剂***的低压***，余热排出***出入口管线、化学与容积控制***下泄管线等。如果正常关闭的阀门是打开的，此动作就可能隔离破口；
(2)根据阀门状态进行识别并隔离破口
操纵员接着尝试将贯穿安全壳的所有路径上正常开启的阀门依次关闭和开启，并监测主***压力升高为识别并隔离破口的依据。
(3)监视主***压力判断破口是否被隔离：检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
此处应注意：如果二次侧快速冷却尚未结束，即使操纵员成功隔离了破口，一回路的压力也可能不会上升，导致操纵员判断失误，因此应在快速冷却结束之后再进行判断。主***压力骤升表示破口已隔离，操纵员转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理。如果破没有隔离，则进行破口无法隔离后的恢复动作。
(4)减少主***注入流量：若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量；
安全壳外破口事故中，冷却剂通过破口丧失，可以用于向主***注入的水量持续减少，因此，应尽量减少注入流量。此时，操纵员应先停止一列安注，仅使用一列安注进行注水，当***过冷度达到一定要求时，则停运安注泵。
(5)按需要向内置换料水箱补水
事故发生后，如果破口没有隔离成功，操纵员应根据内置换料水箱的水位降低情况，适时从其他水源取水以补充内置换料水箱的水。
(6)主***尽快冷却降压以减小破口流量
使用最大的冷却速度将一回路冷却到冷停堆状态。降压的方法主要包括三种：使用稳压器主喷淋、使用稳压器辅助喷淋或开启稳压器安全阀。冷却一回路使其压力降低，进而使冷却剂泄漏量减少。当中压安注泵停运后，上充流量可以调节至维持稳压器水位。为了进一步降低对上充流量的需求，需要对***进行降压，使得过冷度最小甚至到达饱和状态(此时破口流量最小)。由于此时安注停运序列已经完成，因此可以对***进行降压使得过冷度降低。
(7)使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压
当内置换料水箱的水耗尽之后，使用蒸汽发生器进一步降压以降低一回路的压力及温度，这时可以使安注箱投入也可以使破口流量继续降低，也可以尽快达到余排***的接入条件。
(8)检查是否应隔离安注箱
在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
(9)检查余热排出***是否可以投入运行
若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***。
(10)保持一回路热量导出
通过余排***(如果已经启用)或蒸汽发生器蒸汽排放来排出一回路热量。由于此时没有安注注入一回路，因此，应向电厂技术支持中心咨询下一步的行动。
如果破口尺寸属于大破口范围，具体流程示意图见图4所示，所述大破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
(1)确认与主***相连的有关阀门状态
检查贯穿安全壳的低压管线上所有正常关闭的阀门是关闭的，重点关注连接到高压的反应堆冷却剂***的低压***，余热排出***出入口管线、化学与容积控制***下泄管线等。如果正常关闭的阀门是打开的，此动作就可能隔离破口。
(2)根据阀门状态进行识别并隔离破口
操纵员接着尝试将贯穿安全壳的所有路径上正常开启的阀门依次关闭和开启，并监测主***压力升高为识别并隔离破口的依据。
(3)监视主***压力判断破口是否被隔离：检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
此处应注意：如果二次侧快速冷却尚未结束，即使操纵员成功隔离了破口，一回路的压力也可能不会上升，导致操纵员判断失误，因此应在快速冷却结束之后再进行判断。主***压力骤升表示破口已隔离，操纵员转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理。如果破没有隔离，则进行破口无法隔离后的恢复动作。
(4)减少主***注入流量：若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量；
安全壳外破口事故中，冷却剂通过破口丧失，可以用于向主***注入的水量持续减少，因此，应尽量减少注入流量。此时，操纵员应先停止一列安注，仅使用一列安注进行注水，当***过冷度达到一定要求时，则停运安注泵。
(5)按需要向内置换料水箱补水
事故发生后，如果破口没有隔离成功，操纵员应根据内置换料水箱的水位降低情况，适时从其他水源取水以补充内置换料水箱的水。
(6)使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压
当内置换料水箱的水耗尽之后，使用蒸汽发生器进一步降压以降低一回路的压力及温度，这时可以使安注箱投入也可以使破口流量继续降低，也可以尽快达到余排***的接入条件。
(7)检查是否应隔离安注箱
在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
(8)利用应急硼注入***向主***注水
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用急硼注入***向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
(9)检查余热排出***是否可以投入运行
若热管段温度和一回路***压力下降至低于一定水平，则接入余热排出***；
(10)保持一回路热量导出
通过余排***(如果已经启用)或蒸汽发生器蒸汽排放来排出一回路热量。由于此时没有安注注入一回路，因此，应向电厂技术支持中心咨询下一步的行动。
工作原理是：本发明核电厂安全壳外失水事故应对方法，是一种压水堆核电厂安全壳外不同尺寸范围的失水事故应对策略。本发明通过检查贯穿安全壳的低压***阀门状态、识别并隔离破口、主***尽快冷却降压、停运一列安注、隔离安注箱、接入余热排出***等操作，进行安全壳外不同破口尺寸范围的失水事故的处置，尽快将核电厂带入安全稳定状态。
考虑到现有技术中没有区分破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理；并且在检查破口时只有针对破口被隔离成功的处理，针对没被隔离成功的情况下不再进行相关后续的补水及尝试隔离等相应处理；而本发明针对破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理；不仅在检查破口时针对破口被隔离成功，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；而且针对破口没被隔离成功的情况下，按照破口尺寸的大小进行了相应的一系列应对处理，为三代先进核电厂提供核电厂安全壳外失水事故应对方法。
本发明已经应用于中国三代压水堆核电厂的设计之中。在三代压水核电厂反应堆冷却剂***、安注***、余热排出***等设计的基础上，应用该方法能够处置发生不同位置处的安全壳外不同尺寸范围的失水事故，可应用于我国三代核电厂级出口核电厂的核电技术开发之中。
实施例2
如图5所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了核电厂安全壳外失水事故应对装置，该装置支持实施例1所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法，该装置包括：
获取单元，用于获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号；
发生安全壳外失水事故判断单元，用于根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号出现低压信号且所述安全壳的相关信号安全壳的温度升高、安全壳的压力升高和安全壳放射性剂量升高等明显未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
破口失水事故应对处理单元，若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理。
为了进一步的对本实施例进行说明，所述破口失水事故应对处理单元中极小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并使用上充***补充冷却剂丧失，及检查余热排出***是否可投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出，并持续隔离极小破口操作。
为了进一步的对本实施例进行说明，所述破口失水事故应对处理单元中中小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱和检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
为了进一步的对本实施例进行说明，所述破口失水事故应对处理单元中大破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱，同时利用应急硼注入***向主***注水；及检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱；
所述的利用应急硼注入***向主***注水，包括：
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用急硼注入***向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
实施例3
如图1至图4所示，本实施例与实施例1的区别在于，本实施例提供了一种计算机设备，包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
核电厂安全壳外失水事故应对方法涉及的相关设备主要是操纵员接口(作为人机界面)
操纵员接口是提供操纵员“与主***连接的低压***管线的阀门状态”“主***压力”“内置换料水箱水位”“蒸汽发生器水位/压力”、“稳压器水位/压力”、“堆芯出口过冷度”等信号指示，以及“安全注射***”、“稳压器压力控制***”、“低温超压保护***”、“余热排出***”的控制接口。
同时，本发明又提供了一种计算机可读存储介质，所述计算机可读存储介质存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
本领域内的技术人员应明白，本申请的实施例可提供为方法、***、或计算机程序产品。因此，本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(***)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
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 (7)
1.核电厂安全壳外失水事故应对方法，其特征在于，该方法包括：
获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；
根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号为低压信号且所述安全壳的相关信号未发生变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理；
所述极小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并使用上充***补充冷却剂丧失，及检查余热排出***是否可投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出，并持续隔离极小破口操作；
所述中小破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱和检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱；
所述大破口失水事故应对处理包括以下子步骤：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱，同时利用应急硼注入***向内置换料水箱补水后向主***注水；及检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
2.根据权利要求1所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法，其特征在于，所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号。
3.根据权利要求1所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法，其特征在于，所述的利用应急硼注入***向主***注水，包括：
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用应急硼注入***向内置换料水箱补水后向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
4.核电厂安全壳外失水事故应对装置，其特征在于，该装置包括：
获取单元，用于获取压水堆核电厂的一回路压力信号和安全壳的相关信号；所述安全壳的相关信号包括安全壳的温度信号、安全壳的压力信号和安全壳放射性剂量信号；
发生安全壳外失水事故判断单元，用于根据所述一回路压力信号和安全壳的相关信号，判断是否发生安全壳外失水事故；当所述一回路压力信号出现低压信号且所述安全壳的相关信号未发生安全壳的温度升高、安全壳的压力升高和安全壳放射性剂量升高变化时，那么发生了安全壳外失水事故；
破口失水事故应对处理单元，若发生了安全壳外失水事故，则继续判断破口尺寸，根据破口尺寸的大小，进行相应破口失水事故应对处理，包括极小破口失水事故应对处理、中小破口失水事故应对处理和大破口失水事故应对处理；
所述破口失水事故应对处理单元中极小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并使用上充***补充冷却剂丧失，及检查余热排出***是否可投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出，并持续隔离极小破口操作；
所述破口失水事故应对处理单元中的中小破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱和检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱；
所述破口失水事故应对处理单元中大破口失水事故应对处理的执行过程如下：
确认与主***相连的有关阀门状态，根据阀门状态进行识别并隔离破口；
检查破口是否被成功隔离，若破口被成功隔离，则转入一回路冷却剂丧失事故规程继续处理事故；
若破口未被成功隔离，则减少主***注入流量，并按需要向内置换料水箱补水；主***尽快冷却降压以减小破口流量，同时使用蒸汽发生器对一回路进行冷却和降压；及检查是否应隔离安注箱，同时利用应急硼注入***向主***注水；及检查余热排出***是否可以投入运行，若热管段温度和一回路***压力下降至低于预设水平，则接入余热排出***；同时保持一回路热量导出；
其中，检查是否应隔离安注箱，在以下两种情况下应隔离安注箱：第一种情况是安注箱已投入，但安注箱压力下降至较低水平，表示安注箱已接近排空，这时需要隔离安注箱；第二种情况是稳压器水位和堆芯出口过冷度恢复至预设水平，此时说明不需要安注箱投入，这时应隔离安注箱。
5.根据权利要求4所述的核电厂安全壳外失水事故应对装置，其特征在于，所述的利用应急硼注入***向主***注水，包括：
当内置换料水箱的水耗尽之后，尝试使用应急硼注入***向主***注入浓硼水，补充一回路冷却剂的丧失。
6.一种计算机设备，包括存储器、处理器以及存储在所述存储器中并可在所述处理器上运行的计算机程序，其特征在于，所述处理器执行所述计算机程序时实现如权利要求1至3任一项所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
7.一种计算机可读存储介质，所述计算机可读存储介质存储有计算机程序，其特征在于，所述计算机程序被处理器执行时实现如权利要求1至3任一项所述的核电厂安全壳外失水事故应对方法。
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
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| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
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| GR01 | Patent grant | ||
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