CN114038588A - 核电站严重事故应对***、方法和核电站 - Google Patents

Abstract

本申请涉及一种核电站严重事故应对***、方法和核电站，该核电站严重事故应对***包括加压水箱组和常压水箱组；加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器；加压水箱组和常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。上述核电站严重事故应对***，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

Description

核电站严重事故应对***、方法和核电站

技术领域

本申请涉及核电站技术领域，特别是涉及一种核电站严重事故应对***、方法和核电站。

背景技术

在我国的核电站严重事故分类中，严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或者破坏核电厂压力容器或者安全壳的完整性，并引发放射性物质泄露的一系列事故。当核电站发生严重事故时，堆芯由于失去冷却水而裸露并开始升温、过热，燃料元件由于冷却不足而发生熔化，堆芯熔融物落入压力容器下腔室，对压力容器的完整性形成威胁。一旦压力容器熔穿，熔融物流入堆腔室，将可能发生堆外蒸汽***、熔融物与混凝土反应等现象，致使安全壳内升温升压，对安全壳的完整性构成威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是缓解核电站严重事故的关键。

基于熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention，IVR)的核电站严重事故应对***，通过向堆坑注水，淹没和冷却反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，RPV)，防止RPV被熔穿，以使堆芯熔融物滞留在压力容器内，从而避免放射性物质大规模释放。传统的核电站严重事故应对***，需要采用注水泵从外部取水注入堆坑，无法应对核电站全站断电工况，因此，传统的核电站严重事故应对***，具有应用场景受限的缺点。

发明内容

基于此，有必要提供一种核电站严重事故应对***、方法和核电站，扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

一种核电站严重事故应对***，包括：加压水箱组和常压水箱组；

所述加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；所述常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接所述反应堆压力容器；所述加压水箱组和所述常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且所述反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。

在其中一个实施例中，还包括ASP水箱连接管线，所述ASP水箱连接管线连接ASP水箱和堆坑，用于在核电站严重事故发生后，且站内移动电源不可用的情况下，将所述ASP水箱内的水引入堆坑。

在其中一个实施例中，所述核电站严重事故应对***还包括设置于所述ASP水箱连接管线上的隔离阀。

在其中一个实施例中，所述核电站严重事故应对***还包括隔离阀和逆止阀；各所述常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各所述加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有所述隔离阀和所述逆止阀。

在其中一个实施例中，所述加压水箱的数量为两个。

在其中一个实施例中，所述常压水箱的数量为三个。

一种核电站严重事故应对方法，基于上述的核电站严重事故应对***实现，所述核电站严重事故应对方法包括：

获取核电站运行状态信息；

根据所述核电站运行状态信息，判断是否出现严重事故；

若是，开启加压水箱组和常压水箱组；所述加压水箱组中的加压水箱，以及所述常压水箱组中的常压水箱，在反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。

在其中一个实施例中，所述核电站严重事故应对***还包括ASP水箱连接管线，所述ASP水箱连接管线连接ASP水箱和堆坑；

所述获取核电站运行状态信息之后，还包括：

根据所述核电站运行状态信息，得到核电站故障发生的时间节点；

若出现严重事故时，还包括：

在所述时间节点的设定时间后，获取站内移动电源的状态信息，根据所述站内移动电源的状态信息判断所述站内移动电源的可用情况；

若所述站内移动电源不可用，启用所述ASP水箱连接管线，以使所述ASP水箱内的水注入堆坑。

在其中一个实施例中，所述核电站运行状态信息包括反应堆压力容器的堆芯出口温度，所述根据所述核电站运行状态信息，判断是否出现严重事故，包括：

当反应堆压力容器的堆芯出口温度超过预设温度阈值时，判断出现严重事故。

一种核电站，包括反应堆压力容器和如上述的核电站严重事故应对***，所述反应堆压力容器连接所述核电站严重事故应对***。

上述核电站严重事故应对***，加压水箱组通过DVI管线连接反应堆压力容器，常压水箱组通过冷管段连接反应堆压力容器，在核电站严重事故发生后，且一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水，相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

附图说明

为了更清楚地说明本申请实施例或传统技术中的技术方案，下面将对实施例或传统技术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申请的一些实施例，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为一实施例中核电站严重事故应对***的结构框图；

图2为另一实施例中核电站严重事故应对***的结构框图；

图3为一实施例中核电站严重事故应对方法的流程图；

图4为另一实施例中核电站严重事故应对方法的流程图；

图5为一实施例中采用本发明方案与某商运压水堆严重事故后堆芯温度对比图；

图6为一实施例中采用本发明方案与某商运压水堆严重事故后氢气产量对比图。

具体实施方式

为了便于理解本申请，下面将参照相关附图对本申请进行更全面的描述。附图中给出了本申请的实施例。但是，本申请可以以许多不同的形式来实现，并不限于本文所描述的实施例。相反地，提供这些实施例的目的是使本申请的公开内容更加透彻全面。

除非另有定义，本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本申请的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本申请的说明书中所使用的术语只是为了描述具体的实施例的目的，不是旨在于限制本申请。

可以理解，本申请所使用的术语“第一”、“第二”等可在本文中用于描述各种元件，但这些元件不受这些术语限制。这些术语仅用于将第一个元件与另一个元件区分。举例来说，在不脱离本申请的范围的情况下，可以将第一常压水箱称为第二常压水箱，且类似地，可将第二常压水箱称为第一常压水箱。第一常压水箱和第二常压水箱两者都是常压水箱，但其不是同一常压水箱。

可以理解，以下实施例中的“连接”，如果被连接的电路、模块、单元等相互之间具有电信号或数据的传递，则应理解为“电连接”、“通信连接”等；如果被连接的模块、设备、装置等相互之间。

在此使用时，单数形式的“一”、“一个”和“所述/该”也可以包括复数形式，除非上下文清楚指出另外的方式。还应当理解的是，术语“包括/包含”或“具有”等指定所陈述的特征、整体、步骤、操作、组件、部分或它们的组合的存在，但是不排除存在或添加一个或更多个其他特征、整体、步骤、操作、组件、部分或它们的组合的可能性。

由于核岛内布置空间有限，用于应对核电站严重事故的水箱的体积也是有限的。使用有限水源保证核电厂反应堆在各类严重事故工况下均不发生熔堆，对堆内注水***要求非常高，因为不同严重事故工况对补水的需求不同。一方面，不同事故工况下压力容器内压力变化情况不同(小破口、全厂断电事故下压力容器内压力水平较大，大破口、中破口事故压力容器内压力水平较低)，为了保证能够成功注入，堆内注水需要做到高压注水与低压注水相结合。另一方面，不同事故阶段对补水速率要求不同(大破口和DVI(直接注入)断裂工况都是早期需要快速注水从而实现堆芯再淹没，后期则需要长时间小流量注入)，且为了保证有限水源能够维护较长时间的注入，堆内注水需要做到快速补水与小流量补水相结合。此外，严重事故条件下，无法快速判断事故类型，较难根据具体的事故类型采用不同的严重事故缓解策略，因此严重事故的缓解策略需要具有普适性，同时动作信号逻辑要尽可能简单以便降低操作员的人因失误。基于此，本发明提供了一种核电站严重事故应对***、***、方法和核电站，以应对不同事故工况对核电站严重事故应对措施的不同需求，实现有限水源的最大化利用。需要说明的是，本申请涉及的装置和方法，用于应对核电站严重事故，在未进入严重事故的常规故障段，一般通过安注箱(Accumulator，ACC)向堆内注水降温。

本申请第一方面，提供了一种核电站严重事故应对***，如图1所示，该核电站严重事故应对***包括加压水箱组110和常压水箱组120。加压水箱组110包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线11连接反应堆压力容器10；常压水箱组120包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段12连接反应堆压力容器10。加压水箱组110和常压水箱组120，用于在核电站严重事故发生后，且一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。

其中，加压水箱是指盛装有水和气体，可以输出加压水的容器。对应的，常压水箱是用于盛装水，可以输出常压水的容器。加压水箱和常压水箱的形状和材料均不唯一，例如，形状可以是圆柱体或长方体，材料可以是塑料或不锈钢。加压水箱的气体加压值也不唯一，例如可以是1.5MPa、2MPa或2.5MPa。DVI管线11和冷管段12是反应堆压力容器10上的不同接入端。各加压水箱分别通过对应的DVI管线11连接反应堆压力容器10；各常压水箱组通过对应的冷管段12连接反应堆压力容器10。

具体的，在小破口和SBO(Site Black Out，全厂断电)事故发生后，即使在泄压后，反应堆压力容器内的一回路跟安全壳大空间仍存在1bar左右的压力差，再加上注入管线的阻力压降，常压水箱的水较难在重力下注入一回路，此时，使用加压水箱可以确保堆内注水的成功，避免堆芯裸露。在大破口等事故进程较快的事故发生后，由于加压后的水流速较快，高压水箱可以以相对较快的速度向堆内注水，避免堆芯熔化。而在DVI断裂事故下，加压水箱由于DVI管线的损伤无法按照预期注入足量的高压水，需要常压水箱及时接续上，才能避免堆芯继续升温。

进一步的，加压水箱组110包括至少两个加压水箱，以确保在某一DIV管线发生断裂事故的情况下，仍然能实现加压水的有效注入。该加压水箱的数量，可以是两个、三个或四个。在一个实施例中，加压水箱的数量为两个，在有限的总水箱体积下，既能确保某一DIV管线发生断裂事故的情况下，仍然能实现加压水的有效注入，又能提供足够长的注入时间，且设备改造成本低。此外，大破口会导致对应冷管段失效，进而丧失与之相连的常压水源，因此，设置至少两个常压水箱，以确保大破口事故下，仍能匹配事故应对的补水总量需求。该常压水箱的数量，可以是两个、三个或四个。在一个实施例中，常压水箱的数量为三个，在三个水箱布置完全相同的前提下，发生大破口事故时，仅丧失1/3的常压水源，既能提高有限水源的利用效率，又可以满足事故发生后的较长时间的注水需求。

在一个实施例中，加压水箱组110中各加压水箱的体积和布置完全相同，常压水箱组120中各常压水箱的体积和布置也完全相同，以降低成本。

根据核电站事故监管要求，需确保厂内移动电源在事故后6小时可用，由于厂内移动电源可用的前提下，可以使用移动泵往堆内持续注水，或采用常压水箱能动补水的方式实现堆芯的长期冷却。因此，加压水箱和常压水箱容积需要保证事故后6小时堆芯不熔化，也即：加压水箱的体积根据小破口和SBO事故的需要确定；常压水箱的体积根据大破口事故的需要确定。在一个实施例中，加压水箱组110和常压水箱组120由原IVR水箱改造而成，将原IVR水箱分割成同的常压水箱和加压水箱，实现差异化注水，既不会挑战核岛现有布置空间，又具有较高的工程可行性。例如，水箱总体积为630m³，分割成两个加压水箱和三个常压水箱：各加压水箱体积150m³，盛装有120m³的水和30m³的气体，气体加压2Mpa，各加压水箱体积110m³，全部盛水，可以确保事故发生后的一定时间内，向堆内持续注水，避免堆芯熔化，为严重事故发生后的设备抢修争取时间。

此外，加压水箱的注水管径上限根据加压水箱体积和小破口事故的注入时长确定。如上文所述，在小破口和SBO事故下，常压水箱无法在事故后注入一回路，需要加压水箱维持小破口和SBO事故后6小时不熔堆。根据工况，可以推算出加压水箱的最小注入时长(例如3小时)，再结合加压水箱体积和加压水流速，将加压水箱体积除以最小注入时长和加压水流速，可以计算得到加压水箱的注水管径上限。加压水箱的注水管径下限根据DVI断裂事故确定。在DVI断裂事故下，加压水箱的可用数量减少，在仅有一列ACC和一个加压水箱可用的极端条件下，为避免燃料包壳熔穿，需确保堆芯温度不超过1204℃，根据热传导公式，可以计算得出所需的注入流量，进而得到该流量下的注水管径，即为加压水箱的注水管径下限。常压水箱注水管径的下限值根据DVI断裂事故确定，具体的，一个加压水箱仅能短时间内抑制堆芯升温，需要常压水箱及时接续上，才能避免堆芯继续升温，避免燃料包壳熔穿。同样的，根据热传导公式，可以计算得出在堆芯温度不超过1204℃的条件下，所需的注入流量，进而得到该流量下的注水管径，即为常压水箱的注水管径下限。常压水箱的注水管径无具体上限值，如果水量充足，越大流量的注水对事故缓解越有利。进一步的，还可以结合管道阻力确定各水箱的注水管径。

上述核电站严重事故应对***，加压水箱组通过DVI管线连接反应堆压力容器，常压水箱组通过冷管段连接反应堆压力容器，正常工作时，加压水箱和常压水箱的水压均小于一回路压力，即使隔离阀开启，也不会将水注入堆内。在核电站故障发生后，反应堆压力容器内的一回路冷却剂丧失，一回路压力的降低，当一回路压力小于加压水箱中的水压时，加压水箱自动向堆内注水。随着加压水的注入，一回路继续泄压，在一回路充分泄压后，常压水箱中的水在重力作用下注入堆内。也即，上述核电站严重事故应对***相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对***的应用场景。进一步的，采用堆内注水的冷却方式，与堆坑注水的冷却方式相比，直接通过冷却热源达到降温效果，不受熔池和RPV传热性能的影响，有利于提高降温效果，确保RPV不被熔穿，进而提升核电站的安全性。

在一个实施例中，核电站严重事故应对***还包括隔离阀和逆止阀。各常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有隔离阀和逆止阀。

其中，隔离阀属于开关类的阀门，只处于开或者关的两种状态，具备一定的泄露等级要求，安全性比开关阀更高。根据动力来源的不同，该隔离阀可以为气动隔离阀、液压隔离阀或电动隔离阀。在一个实施例中，隔离阀为电动隔离阀，无需气源等设备的配合，具有动作力距大，开关动作速度可调整，结构简单，易维护等诸多优点，有利于提高核电站严重事故应对***的综合性能。逆止阀又称止回阀，用于阻止流体倒流。该逆止阀，可以是旋启式、升降式或对夹式逆止阀。具体的，定义正向流动为水溶液从水箱流动至一回路，反之为反向流动。当水溶液正向流动时，水溶液自身的动能使逆止阀自动开启，水溶液反向流动时，逆止阀自动关闭，可以避免隔离阀误开启的情况下，一回路中的冷却剂反向流出，对反应堆的正常运行造成干扰，有利于降低***的误启动风险。

以加压水箱组110包括两个加压水箱，常压水箱组120包括三个常压水箱的情况为例。具体的，如图2所示，第一常压水箱121、隔离阀V1和逆止阀V4依次设置，隔离阀V1开启时，第一常压水箱121中的水，依次通过隔离阀V1和逆止阀V4注往第一冷管段；第二常压水箱122、隔离阀V2和逆止阀V5依次设置，隔离阀V2开启时，第二常压水箱122中的水，依次通过隔离阀V2和逆止阀V5注往第二冷管段；第三常压水箱123、隔离阀V3和逆止阀V6依次设置，隔离阀V3开启时，第三常压水箱123中的水，依次通过隔离阀V3和逆止阀V6注往第三冷管段；第一加压水箱111、隔离阀V7和逆止阀V9依次设置，隔离阀V7开启时，第一加压水箱111中的水，依次通过隔离阀V7和逆止阀V9注往第一DVI管线；第二加压水箱112、隔离阀V8和逆止阀V10依次设置，隔离阀V8开启时，第二加压水箱112中的水，依次通过隔离阀V8和逆止阀V10注往第二DVI管线。

上述实施例中，在各常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有隔离阀和逆止阀，可以通过控制隔离阀实现对应水箱的开启，并且可以通过逆止阀阻断一回路冷却剂逆流，有利于提高操作便利性和***稳定性。

在一个实施例中，如图2所示，核电站严重事故应对***还包括ASP(蒸汽发生器非能动余热排出***)水箱连接管线130，该ASP水箱连接管线130连接ASP水箱20和堆坑，用于在核电站严重事故发生后，且站内移动电源不可用的情况下，将ASP水箱20内的水引入堆坑。

其中，ASP水箱为ASP***的热阱，通过在高于蒸汽发生器的位置设置水冷换热器，利用上升段蒸汽与下降段冷凝水的密度差作为自然循环动力，二次侧的给水通过自然循环冷却一回路冷却剂，最终将堆芯热量排向外界环境，用于反应堆***二次侧带热。具体的，核电站发生严重事故后，不会再使用到ASP***，ASP水箱水源闲置。ASP水箱内水为除盐水，无法往一回路注水。为充分利用水源，提升纵深防御水平，在应对出现超过监管要求的更极端情况(如事故后6小时厂内电源仍不可使用)时，在ASP水箱与堆坑之间增设一段管线，利用ASP水箱中的水源对堆坑进行补水，以便从反应堆压力容器外表面带走堆芯的热量，从而维持反应堆压力容器的完整性，防止严重事故下放射性物质的大规模释放。

在一个实施例中，核电站严重事故应对***还包括设置于ASP水箱连接管线130上设置的隔离阀。关于隔离阀的具体限定参见上文，此处不再赘述。具体的，如图2所示，ASP水箱连接管线130上设置有隔离阀V11，隔离阀V11开启时，ASP水箱20中的水，经由ASP水箱连接管线130注往堆坑。

上述实施例中，在ASP水箱连接管线130上设置有隔离阀，可以通过控制隔离阀控制ASP水箱连接管线130的通断，有利于提高操作便利性。

在一个实施例中，核电站严重事故应对***还包括控制装置和采集装置，该采集装置用于采集核电站的运行状态信息，控制装置用于获取核电站运行状态信息，并根据核电站运行状态信息，控制各水箱的投入情况。

其中，控制装置可以是包含各类处理芯片及其***电路，具备逻辑运算功能的硬件模块。该处理芯片，可以是单片机、DSP(Digital Signal Process，数字信号处理)芯片或FPGA(Field Programmable Gate Array，现场可编程逻辑门阵列)芯片。采集装置可以是包含各类传感器及其***电路，具备信号采集功能的硬件模块。核电站运行状态信息包括反应堆特征参数的信息、能源供应***运行状态的信息、核蒸汽供应***运行状态的信息、设备和***运行时的参数信息等。其中，反应堆特征参数包括：反应堆的次临界度、余热排出功能、一回路水装量参数、二回路水装量参数、二回路完整性、安全壳完整性，主要用于从总体上表征机组是否安全。

具体的，由采集装置进行核电站运行状态信息的采集，得到采样数据并发送至控制装置，控制装置根据采样数据，进行事故类型判断。若出现严重事故，则控制加压水箱组110和常压水箱组120投入使用，随着时间的推移，一回路压力的降低，当一回路压力小于加压水箱中的水压时，加压水箱自动向堆内注水。随着加压水的注入，一回路继续泄压，在一回路充分泄压后，常压水箱中的水在重力作用下注入堆内。

进一步的，可以同时开启加压水箱组110和常压水箱组120，利用不同水箱中压力的不同实现分阶段注入。也可以先开启加压水箱组110，并在加压水箱组110开启之后的预设时间内开启常压水箱组120，以确保较长时间的持续注入。该预设时间可以是20分钟、30分钟或40分钟，可以根据各水箱的体积确定。此外，在各类严重事故工况下均自动采用并联开启，即同时开启加压水箱组中的全部加压水箱和同时开启常压水箱组中的全部常压水箱，以简化触发逻辑，提高控制可靠性。

上述实施例中，采用自动控制的方式进行核电站严重事故的应对，，不需要人工判定和干预，可以降低人力成本。

在一个实施例中，核电站严重事故应对***还包括显示装置，显示装置连接采集装置和控制装置。其中，显示装置可以是显示器或显示屏，用于进行核电站运行状态信息和当前工况的显示。当前工况主要包括故障持续时间、是否严重事故，以及严重事故后开启的水箱编号、水箱内剩余水量等。配置显示装置，一方面可以便于操作员及时了解当前***的运行状态和工况，另一方面，可以由操作员根据当前***的运行状态和工况，进行水箱投入状态的控制(例如对加压水箱组110和常压水箱组120投入状态的纠正，以及对ASP水箱连接管线130的开启控制)，以提高应对效果。

进一步的，在一些实施例中，采样装置还用于采集站内移动电源的状态信息，控制装置还用于获取站内移动电源的状态信息，根据站内移动电源的状态信息判断站内移动电源的可用情况，并在故障发生的设定时间后，站内移动电源不可用的情况下，启用ASP水箱连接管线130，将ASP水箱内的水引入堆坑。

可以理解，在另一些实施例中，可以由操作员人为进行ASP水箱连接管线130的控制，或者，也可以由操作员根据显示装置的显示信息，进行全部水箱投入状态的控制。此外，核电站严重事故应对***还包括储能电源，以维持SBO事故下控制装置、采集装置、电动隔离阀等设备的小功率用电需求。

上述实施例中，相当于提供了多种控制方案，有利于进一步扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

本申请第二方面，如图3所示，提供了一种核电站严重事故应对方法，基于上所述的核电站严重事故应对***实现，该核电站严重事故应对方法包括步骤S100至步骤S300。

步骤S100：获取核电站运行状态信息。

其中，核电站运行状态信息包括反应堆特征参数的信息、能源供应***运行状态的信息、核蒸汽供应***运行状态的信息、设备和***运行时的参数信息等。其中，反应堆特征参数包括：反应堆的次临界度、余热排出功能、一回路水装量参数、二回路水装量参数、二回路完整性、安全壳完整性，主要用于从总体上表征机组是否安全。核电站故障包括大破口、小破口和SBO故障。

具体的，由采集装置进行核电站运行状态信息的采集，得到采样数据并发送至控制装置，再由控制装置获取核电站运行状态信息。

步骤S200：根据核电站运行状态信息，判断是否出现严重事故。

在我国，核电站严重事故是指核反应堆堆芯大面积燃料包壳失效，威胁或者破坏核电厂压力容器或者安全壳的完整性，并引发放射性物质泄露的一系列过程。核反应堆的严重事故包括堆芯熔化事故和堆芯解体事故。严重事故的主要现象包括压力容器内产生氢气、压力容器内水蒸气***、堆芯熔融等。对应的，通过检测压力容器内的氢气浓度、水蒸气***或堆芯熔融进展，可以判断当前是否出现了严重事故。具体的，可以由控制装置根据核电站运行状态信息，结合预设规则判断是否出现严重事故。

在一个实施例中，核电站运行状态信息包括反应堆压力容器的堆芯出口温度，判断是否出现严重事故的标准为：当反应堆压力容器的堆芯出口温度超过预设温度阈值时，判断出现严重事故。其中，预设温度阈值的数值并不唯一，可以根据堆芯、压力容器和安全壳的材料确定，材料熔点越高可接受的预设温度阈值越高。对于常规核电站，预设温度阈值可以是640℃、650℃或660℃。具体的，堆芯出口温度与堆芯温度直接相关，可以用于表征堆芯熔融的进展。堆芯出口温度越高，说明当前堆芯温度越高，堆芯熔融风险越大。

若未出现严重事故，则维持当前应对措施(例如通过安注箱向堆内注水降温)，若出现了严重事故，则执行步骤S300：开启加压水箱组和常压水箱组。

其中，加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器。可以同时开启加压水箱组和常压水箱组，利用不同水箱中压力的不同实现分阶段注入。也可以先开启加压水箱组，并在加压水箱组开启之后的预设时间内开启常压水箱组，以确保较长时间的持续注入。该预设时间可以是20分钟、30分钟或40分钟，可以根据各水箱的体积确定。

以先开启加压水箱组，并在加压水箱组开启之后的预设时间内开启常压水箱组的情况为例。具体的，出现严重事故后，开启加压水箱，当一回路压力小于加压水箱的水压时，加压水箱内的水在压力的作用下注入一回路。加压水箱组包括至少两个加压水箱，以确保在某一DIV管线发生断裂事故的情况下，仍然能实现加压水的有效注入。进入严重事故之后的预设时间内，开启常压水箱，当一回路充分泄压后，常压水箱中的水在重力的作用下注入一回路。如前文所述，常压水箱主要用于缓解大破口、中破口和DVI断裂事故，这类事故一回路冷却剂流失较快。加压水箱单独作用，难以实现堆芯快速淹没，需要常压水箱的快速介入，以防止堆芯进入快速氧化升温阶段。

进一步的，各常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有隔离阀和逆止阀。开启常压水箱，是指开启常压水箱与对应冷管段之间的隔离阀；同样的，开启加压水箱，是指开启加压水箱与对应DVI管线之间的隔离阀。需要说明的是，反应堆正常运行状态下，加压水箱和常压水箱的压力均小于一回路压力，即使电动隔离阀误开启，也不会对反应堆的正常运行造成干扰，可以降低误启动风险。

此外，可以根据各水箱体积和事故进展部分开启水箱组的水箱。在一个实施例中，开启加压水箱组，是指由控制装置同时开启加压水箱组中的全部加压水箱；开启常压水箱组，是指由控制装置同时开启常压水箱组中的全部常压水箱。也即，在各类严重事故工况下均自动采用并联开启，触发信号简单，不需要人工判定和干预，可以降低人力成本。

可以理解，在其他实施例中，采集装置也可以将采样数据发送至显示装置进行显示，由操作员根据显示信息获取核电站运行状态信息，进行是否出现严重事故的判断，并基于判断结果进行水箱投入情况的控制。

上述核电站严重事故应对方法，加压水箱组通过DVI管线连接反应堆压力容器，常压水箱组通过冷管段连接反应堆压力容器，正常工作时，加压水箱和常压水箱的水压均小于一回路压力，即使隔离阀开启，也不会将水注入堆内。在核电站故障发生后，反应堆压力容器内的一回路冷却剂丧失，一回路压力的降低，当一回路压力小于加压水箱中的水压时，加压水箱自动向堆内注水。随着加压水的注入，一回路继续泄压，在一回路充分泄压后，常压水箱中的水在重力作用下注入堆内。也即，上述核电站严重事故应对方法相当于采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

在一个实施例中，核电站严重事故应对***还包括ASP水箱连接管线，该ASP水箱连接管线连接ASP水箱和堆坑；如图4所示，步骤S100之后，还包括步骤S400：根据核电站运行状态信息，得到核电站故障发生的时间节点。

具体的，可以由控制装置根据核电站运行状态信息，结合核电厂运行工况与事故分类的相关规定进行故障判断，并记录核电站故障发生的时间节点；也可以由操作员根据核电站运行状态信息进行故障判断，并记录核电站故障发生的时间节点。

若出现严重事故时，核电站严重事故应对方法还包括步骤S500和步骤S600。步骤S500可以在步骤S300之后或与步骤S300同时执行。

步骤S500：在时间节点的设定时间后，获取站内移动电源的状态信息，根据站内移动电源的状态信息判断站内移动电源的可用情况。

其中，设定时间大于预设时间。设定时间的数值并不唯一，可以根据核电站监管要求确定，也可以根据加压水箱和常压水箱的注入情况确定。进一步的，可以将设定时间定为6小时，以匹配核电站监管要求。

具体的，可以由采集装置进行站内移动电源状态信息的采集，并将采样结果发送至控制装置，再由控制装置根据采样结果进行站内移动电源的可用情况判断；也可以由操作人员根据当前核电站的维修工作状态，获取站内移动电源的状态信息，根据站内移动电源的状态信息判断站内移动电源的可用情况。若站内移动电源可用，可以使用移动泵往堆内持续注水，或采用常压水箱能动补水的方式实现堆芯的长期冷却。若站内移动电源不可用，则执行步骤S600。

步骤S600：若站内移动电源不可用，启用ASP水箱连接管线，以使ASP水箱内的水注入堆坑。

其中，ASP水箱为ASP***的热阱，通过在高于蒸汽发生器的位置设置水冷换热器，利用上升段蒸汽与下降段冷凝水的密度差作为自然循环动力，二次侧的给水通过自然循环冷却一回路冷却剂，最终将堆芯热量排向外界环境，用于反应堆***二次侧带热。启用ASP水箱连接管线的方式，可以是控制装置自动开启，也可以是由操作员手动开启。

具体的，核电站发生严重事故后，不会再使用到ASP***，ASP水箱水源闲置。ASP水箱内水为除盐水，无法往一回路注水。为充分利用水源，提升纵深防御水平，在应对出现超过监管要求的更极端情况(如事故后6小时厂内电源仍不可使用)时，在ASP水箱与堆坑之间增设一端管线，利用ASP水箱中的水源对堆坑进行补水，以便从反应堆压力容器外表面带走堆芯的热量，从而维持反应堆压力容器的完整性，防止严重事故下放射性物质的大规模释放。

在一个实施例中，ASP水箱连接管线上设置有隔离阀。启用ASP水箱连接管线是指开启ASP水箱连接管线上的隔离阀，隔离阀开启时，ASP水箱中的水，经由ASP水箱连接管线注往堆坑。

上述实施例中，在站内移动电源不可用的情况下，利用ASP水箱中的水源开展堆坑注水，可以从反应堆压力容器外表面带走堆芯的热量，从而维持反应堆压力容器的完整性，防止严重事故下放射性物质的大规模释放，有利于提高核电站严重事故应对方法的可靠性。

应该理解的是，虽然上述实施例涉及的各流程图中的各个步骤按照箭头的指示依次显示，但是这些步骤并不是必然按照箭头指示的顺序依次执行。除非本文中有明确的说明，这些步骤的执行并没有严格的顺序限制，这些步骤可以以其它的顺序执行。而且，上述实施例涉及的各流程图中的至少一部分步骤可以包括多个子步骤或者多个阶段，这些子步骤或者阶段并不必然是在同一时刻执行完成，而是可以在不同的时刻执行，这些子步骤或者阶段的执行顺序也不必然是依次进行，而是可以与其它步骤或者其它步骤的子步骤或者阶段的至少一部分轮流或者交替地执行。

本申请第三方面，提供了一种核电站，包括反应堆压力容器和上述的核电站严重事故应对***，反应堆压力容器连接核电站严重事故应对***。

关于核电站严重事故应对***的具体描述参见上文，此处不再赘述。具体的，核电站严重事故发生后，由加压水箱通过DVI管线向堆内注水，常压水箱通过冷管段向堆内注水，ASP水箱通过ASP水箱连接管线向堆坑注水，三者协同作用，以缓解堆芯熔化，防止压力容器被堆芯熔融物熔穿，可以有效防止放射性物质的大规模泄露，有利于提高核电站的安全性。进一步的，由于核电站严重事故应对***采用全非能动式的注水方式，无需使用注水泵，就可以实现核电站严重事故后的注水冷却，能应对核电站全站停电的极端情况，有利于扩展核电站严重事故应对***的应用场景。

为便于理解，下面结合附图，对本申请的技术方案进行详细说明。

如图2所示，核电站严重事故应对***包括加压水箱组110和常压水箱组120，以及连接ASP水箱和堆坑的ASP水箱连接管线130。加压水箱组110和常压水箱组120由原IVR水箱改造而成，水箱总体积为630m³，分割成两个加压水箱和三个常压水箱：各加压水箱体积150m³，盛装有120m³的水和30m³的气体，气体加压2Mpa，各加压水箱体积110m³，全部盛水。各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；各常压水箱组通过对应的冷管段连接反应堆压力容器。各常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有电动隔离阀和逆止阀。ASP水箱连接管线130上设置有电动隔离阀。反应堆正常运行状态下，由于加压水箱压力小于一回路压力，即使电动隔离阀误开启，也不会对反应堆的正常运行造成干扰，可以避免误启动风险。

加压水箱的开启信号为：堆芯出口温度超过650℃。常压水箱的开启信号为：进入严重事故后的30分钟内。ASP水箱连接管线的开启信号为：核电站故障发生的时间后6小时站内移动电源不可用。进一步的，在各类严重事故工况下均自动采用并联开启，即两个加压水箱同时开启，以及三个常压水箱同时开启，触发信号简单，不需要人工判定和干预。

具体的，根据核电站运行状态信息，可以得到核电站故障发生的时间节点。对于普通核电站故障，使用ACC注水缓解，当反应堆压力容器的堆芯出口温度超过650℃时，判断出现严重事故。此时，由加压水箱组100和常压水箱组120共同组成非能动堆内注水***，维持事故后6小时不熔堆。且根据监管要求，事故后6小时厂内移动电源可用，此时可以往堆内进行能动补水，堆芯可实现长期冷却，从而消除堆芯熔化。一旦发生超出监管要求的状况，如事故后6小时厂内移动电源仍不可用，启用ASP水箱连接管线，将ASP水箱中的水源引入堆坑，便可从反应堆压力容器外表面带走堆芯的热量，避免压力容器熔穿，从而防止压水堆在严重事故下放射性物质大规模释放。

以始发事件为大破口的严重事故为例。在大破口事故下，冷管段发生双端剪切破口、所有能动安注丧失，将导致1列常压水箱不可用，2列ACC、2列加压水箱、2列常压水箱可用于事故缓解。具体的，冷管段发生双端剪切大破口，一回路冷却剂快速丧失、一回路压力快速降低，2列ACC往堆芯补水，并短暂抑制堆芯升温。因为能动安注丧失，堆芯快速裸露升温，当堆芯出口温度达到650℃时，进入严重事故，2列严重事故加压水箱自动开启。2列加压水箱能够维持3小时左右的堆芯注水。进入严重事故后30分钟内，自动开启常压水箱电动隔离阀。1列常压水箱因为大破口无法注入堆芯，剩余的2列常压水箱在重力作用下注入堆芯。2列常压水箱可以维持4小时的注水。加压水箱为高压小流量补水，大破口事故一回路降压速度较快，常压水箱能够很快达到较大的注水流量，在加压水箱和常压水箱的作用下，堆芯能够在事故后6小时内处于满水状态。事故后6小时，如果核电厂移动电源就位，则采用能动泵往堆内继续补水，实现堆芯长期淹没。若移动电源短时间内无法就位，操作员手动开启ASP注水管线，往堆内注水。此时，严重事故的缓解目标从“防止堆芯熔化”转换为“防止反应堆压力容器被熔穿”。加压水箱和常压水箱排空后，堆芯开始裸露、升温、熔化，并在压力下封头形成熔池。因为停堆已超过6小时，此时下封头熔池较现有反应堆的熔池衰变热小约20％，熔融物被滞留在压力容器内的成功裕量较大。ASP水箱可以维持至少24小时的堆坑注水。

以始发事件为全厂断电的严重事故为例。在SBO事故下，核电厂丧失所有交流电，所有能动安注和能动缓解措施不可用，即SBO事故下2列ACC、2列加压水箱、3列常压水箱可用于事故缓解。具体的，核电厂发生全厂断电，因为缺少二次侧带热，一回路通过稳压器安全阀防止一回路超压。一回路的冷却剂通过稳压器安全阀渐渐丧失，堆芯渐渐裸露并升温。当堆芯出口温度达到650℃时，进入严重事故，打开严重事故泄压阀进行一回路泄压，与此同时两列ACC和两列加压水箱开启。ACC的充压为4.8MPa，严重事故加压水箱的充压为2MPa，因此ACC先往堆芯注水，在ACC注水期间，一回路与严重事故加压水箱的压差较小，严重事故加压水箱仅为小流量注入。当ACC排空后，严重事故加压水箱才恢复正常注入流量，这也避免了重复注水，导致水源浪费。因SBO事故进程较慢，2列加压水箱可保证SBO事故在事故后6小时不发生堆芯熔化，同时一回路与安全壳始终存在1Bar左右的压差，常压水箱的水无法在重力作用下注入堆芯。事故后6小时，如果核电厂移动电源就位，则采用能动泵往堆内继续补水，实现堆芯长期淹没。若移动电源短时间无法就位，操作员手动开启ASP注水管线，往堆内注水。此时，严重事故的缓解目标从“防止堆芯熔化”转换为“防止反应堆压力容器被熔穿”。加压水箱和常压水箱排空后，堆芯开始裸露、升温、熔化，并在压力下封头形成熔池。因为停堆已超过6小时，此时下封头熔池较现有反应堆的熔池衰变热小约20％，熔融物被滞留在压力容器内的成功裕量较大。ASP水箱可以维持至少24小时的堆坑注水。

图5和图6分别为采用本发明方案与某商运压水堆严重事故后堆芯温度对比图和氢气产量对比图。由图可知，现有百万千万压水堆在严重事故后30分钟左右堆芯开始熔化、降级，本发明方案可保证压水堆在严重事故后6小时堆芯不熔化。根据监管要求，事故后6小时厂内移动电源可用，可以往堆内进行能动补水，堆芯可实现长期冷却。在监管要求无法满足的情况下可以通过ASP水箱进行堆外冷却，从而维持RPV的完整性，避免放射性物质的大量释放。

综上所述，本申请采用全非能动***，在事故后6小时内无需人工干预、无需外部能动电源，可以防止堆芯熔化，若核电厂移动电源在事故后6小时无法可用，堆芯发生熔化，能够防止反应堆压力容器熔穿，防止放射性大规模释放，极大的提高了核反应堆的可靠性；能够应对长时间失电的极端工况(大于24小时)，大幅提升核电站严重事故应对能力；在严重事故后6小时内防止堆芯熔化，能够大幅降低严重事故情况下的氢气产量，降低严重事故下的氢气风险，以避免氢气***事故的发生；能够大幅降低严重事故情况下的源项，降低放射性大规模泄露的可能性，还可以大幅降低对消氢***、放射性屏蔽***的要求，降低事故条件下安全设备的严重事故环境条件鉴定要求，具有较好的经济性。进一步的，本发明注水***控制信号逻辑简单可靠，方便***响应，有利于提高***的可靠性。

以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。

以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种核电站严重事故应对***，其特征在于，包括：加压水箱组和常压水箱组；

所述加压水箱组包括至少两个加压水箱，各加压水箱分别通过对应的DVI管线连接反应堆压力容器；所述常压水箱组包括至少两个常压水箱，各常压水箱组通过对应的冷管段连接所述反应堆压力容器；所述加压水箱组和所述常压水箱组，用于在核电站严重事故发生后，且所述反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。

2.根据权利要求1所述的核电站严重事故应对***，其特征在于，还包括ASP水箱连接管线，所述ASP水箱连接管线连接ASP水箱和堆坑，用于在核电站严重事故发生后，且站内移动电源不可用的情况下，将所述ASP水箱内的水引入堆坑。

3.根据权利要求2所述的核电站严重事故应对***，其特征在于，还包括设置于所述ASP水箱连接管线上的隔离阀。

4.根据权利要求1所述的核电站严重事故应对***，其特征在于，还包括隔离阀和逆止阀；各所述常压水箱与对应冷管段之间的连接管线上，以及各所述加压水箱与对应DVI管线之间的连接管线上，均设置有所述隔离阀和所述逆止阀。

5.根据权利要求1至4中任意一项所述的核电站严重事故应对***，其特征在于，所述加压水箱的数量为两个。

6.根据权利要求1至4中任意一项所述的核电站严重事故应对***，其特征在于，所述常压水箱的数量为三个。

7.一种核电站严重事故应对方法，其特征在于，基于如权利要求1至6中任意一项所述的核电站严重事故应对***实现，所述核电站严重事故应对方法包括：

获取核电站运行状态信息；

根据所述核电站运行状态信息，判断是否出现严重事故；

若是，开启加压水箱组和常压水箱组；所述加压水箱组中的加压水箱，以及所述常压水箱组中的常压水箱，在反应堆压力容器内的一回路压力小于对应水箱内的水压时向堆内注水。

8.根据权利要求7所述的核电站严重事故应对方法，其特征在于，所述核电站严重事故应对***还包括ASP水箱连接管线，所述ASP水箱连接管线连接ASP水箱和堆坑；

所述获取核电站运行状态信息之后，还包括：

根据所述核电站运行状态信息，得到核电站故障发生的时间节点；

若出现严重事故时，还包括：

在所述时间节点的设定时间后，获取站内移动电源的状态信息，根据所述站内移动电源的状态信息判断所述站内移动电源的可用情况；

若所述站内移动电源不可用，启用所述ASP水箱连接管线，以使所述ASP水箱内的水注入堆坑。

9.根据权利要求7或8所述的核电站严重事故应对方法，其特征在于，所述核电站运行状态信息包括反应堆压力容器的堆芯出口温度，所述根据所述核电站运行状态信息，判断是否出现严重事故，包括：

当反应堆压力容器的堆芯出口温度超过预设温度阈值时，判断出现严重事故。

10.一种核电站，其特征在于，包括反应堆压力容器和如权利要求1至6中任意一项所述的核电站严重事故应对***，所述反应堆压力容器连接所述核电站严重事故应对***。

Images