CN103871505A - 一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，第一步：触发信号；第二步：持续监测；第三步：分析判断；第四步：蒸汽排放速率调节；第五步：快速冷却终止判断。本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
Description
技术领域
本发明属于一种压水堆核电厂事故应对方法，具体涉及一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法。
背景技术
安全注射系统作为事故后的一种重要补水手段，在发生需要对一回路进行补水的事故工况时（例如反应堆冷却剂丧失事故（LOCA））向一回路注入应急堆芯冷却水。而在安注系统确定的情况下，其注入到一回路的应急堆芯冷却水的流量由一回路的压力决定。在我国现有的运行核电站中，一回路的压力主要通过各事故工况自身的特点决定。例如对LOCA事故，一回路的压力变化主要是由于反应堆冷却剂丧失引起的。
通过设置蒸汽发生器蒸汽排放系统的自动冷却功能，可实现对反应堆冷却剂系统（RCS）的自动冷却降压，使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，提高核电站在事故工况下的安全裕量。
发明内容
本发明的目的是提供一种用于压水堆核电厂的蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却方法，它能够有效的冷却RCS，并确保系统压力能够顺利降低，使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，提高核电站在事故工况下的安全裕量。
本发明是这样实现的，一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤，
第一步：触发信号；
第二步：持续监测；
第三步：分析判断；
第四步：蒸汽排放速率调节；
第五步：快速冷却终止判断。
所述的第一步为快速冷却由安注信号触发。
所述的第二步为信号触发后，测量系统持续对RCS温度进行监测，并将监测到的温度数据传递到控制逻辑，由控制逻辑对采集到的数据进行分析、处理。
所述的第三步为控制逻辑在接收到测量系统采集的温度数据后，即可转换得到实时的RCS冷却速率，此时，控制逻辑根据该实时冷却速率以及预设的冷却速率的比较，通过逻辑运算，转换得到相应的蒸汽发生器蒸汽排放系统的阀门开启整定值，并将这一数据传递给蒸汽排放系统。
所述的第四步为蒸汽排放系统根据控制逻辑模块确定的开启整定值对蒸汽排放系统的阀门进行相应调节，从而获得预期的蒸汽排放速率。
所述的第五步为若第三步中确定的蒸汽排放系统的阀门开启整定值低于一个确定的下限时，蒸汽排放系统的阀门开启整定值维持在该下限值，自动快速冷却自动结束。
本发明的优点是，它对现有的蒸汽发生器蒸汽排放系统进行改进，在确保其常规保护功能不受影响的前提下，使其能实现对RCS的自动冷却降压，从而可使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，从而提高核电站在事故工况下的安全裕量。
附图说明
图1为本发明所提供的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法流程图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细介绍：
本发明的基本原理如下所述：
在事故发生后，核电站保护系统根据电站实际状态发出要求安全注射的保护信号。此信号将触发“蒸汽发生器蒸汽排放系统对RCS的快速冷却”对RCS实施冷却降压。同时，根据监测到的RCS温度变化，对蒸汽排放速率进行调节，将RCS的冷却速率控制在一定范围内，此冷却速率的控制范围由下述原则确定：在确保冷却速率不超过RCS系统和设备所能承受的最大热冲击的前提下，采用尽量高的冷却速率以加快RCS系统的降压。以避免过快冷却对RCS系统和设备造成的热冲击。使应急堆芯冷却水更快的注入反应堆冷却剂系统，提高核电站在事故工况下的安全裕量。
应用的主要系统/设备如下：
蒸汽发生器蒸汽排放系统提供自动快速冷却的方案中涉及的相关系统/设备包括：测量系统、控制逻辑、操纵员接口。
测量系统主要是在事故工况下，对堆芯进、出口平均温度进行持续的测量，并将测量数据传递给控制逻辑。
控制逻辑是“安全注射信号触发蒸汽发生器蒸汽排放系统对RCS的快速冷却”。该逻辑控制要求根据RCS的冷却速率调节蒸汽排放系统的排放速率，从而将RCS的冷却速率控制在设定的冷却速率范围内。
蒸汽发生器蒸汽排放系统的正常保护功能维持不变，以确保正常运行工况及瞬态工况下，该系统能够执行常规的保护功能，避免系统压力超限。在此基础上，增设蒸汽排放速率自动调节功能，用于在蒸汽发生器蒸汽排放系统执行自动快速冷却功能时，对蒸汽排放速率进行控制。
操纵员接口是提供操纵员相应的指示和报警信号；提供“蒸汽发生器蒸汽排放系统对RCS的快速冷却”的显示和复位接口；提供操纵员干预“蒸汽发生器蒸汽排放系统对RCS的快速冷却”的接口。
一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，它包括如下步骤：
第一步：触发信号
快速冷却由安注信号触发。安注信号属于核电厂的主保护系统，具有很高的可靠性，可确保事故情况下有效触发快速冷却。
第二步：持续监测
信号触发后，测量系统持续对RCS温度进行监测，并将监测到的温度数据传递到控制逻辑，由控制逻辑对采集到的数据进行分析、处理。
第三步：分析判断
控制逻辑在接收到测量系统采集的温度数据后，即可转换得到实时的RCS冷却速率。此时，控制逻辑根据该实时冷却速率以及预设的冷却速率的比较，通过逻辑运算，转换得到相应的蒸汽发生器蒸汽排放系统的阀门开启整定值，并将这一数据按一定的时间间隔传递给蒸汽排放系统。
第四步：蒸汽排放速率调节
蒸汽排放系统根据控制逻辑模块确定的开启整定值对蒸汽排放系统的阀门进行相应调节，从而获得预期的蒸汽排放速率。
第五步：快速冷却终止判断
若第三步中确定的蒸汽排放系统的阀门开启整定值低于一个确定的下限时，蒸汽排放系统的阀门开启整定值维持在该下限值，自动快速冷却自动结束。另外，操纵员也可以通过手动干预终止自动快速冷却。
Claims (6)
1.一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：它包括如下步骤，
第一步：触发信号；
第二步：持续监测；
第三步：分析判断；
第四步：蒸汽排放速率调节；
第五步：快速冷却终止判断。
2.如权利要求1所述的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：所述的第一步为快速冷却由安注信号触发。
3.如权利要求1所述的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：所述的第二步为信号触发后，测量系统持续对RCS温度进行监测，并将监测到的温度数据传递到控制逻辑，由控制逻辑对采集到的数据进行分析、处理。
4.如权利要求1所述的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：所述的第三步为控制逻辑在接收到测量系统采集的温度数据后，即可转换得到实时的RCS冷却速率，此时，控制逻辑根据该实时冷却速率以及预设的冷却速率的比较，通过逻辑运算，转换得到相应的蒸汽发生器蒸汽排放系统的阀门开启整定值，并将这一数据传递给蒸汽排放系统。
5.如权利要求1所述的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：所述的第四步为蒸汽排放系统根据控制逻辑模块确定的开启整定值对蒸汽排放系统的阀门进行相应调节，从而获得预期的蒸汽排放速率。
6.如权利要求1所述的一种核电厂蒸汽排放系统自动快速冷却方法，其特征在于：所述的第五步为若第三步中确定的蒸汽排放系统的阀门开启整定值低于一个确定的下限时，蒸汽排放系统的阀门开启整定值维持在该下限值，自动快速冷却自动结束。
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|---|---|
| CN (1) | CN103871505A (zh) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112786221A (zh) * | 2019-11-07 | 2021-05-11 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种二回路冷却系统 |
| CN113421663A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 |
| CN113421662A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 |
| WO2023020635A1 (zh) * | 2022-03-09 | 2023-02-23 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电厂机组自动低压全速冷却方法和系统 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0405720A2 (en) * | 1989-06-26 | 1991-01-02 | Westinghouse Electric Corporation | Passive safety injection system using borated water |
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| US5377242A (en) * | 1993-11-15 | 1994-12-27 | B&W Nuclear Service Company | Method and system for emergency core cooling |
| CN101847451A (zh) * | 2009-06-19 | 2010-09-29 | 中广核工程有限公司 | 一种安全注入系统 |
-
2012
- 2012-12-11 CN CN201210530187.7A patent/CN103871505A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0405720A2 (en) * | 1989-06-26 | 1991-01-02 | Westinghouse Electric Corporation | Passive safety injection system using borated water |
| US5309487A (en) * | 1992-06-24 | 1994-05-03 | Westinghouse Electric Corp. | Mitigation of steam generator tube rupture in a pressurized water reactor with passive safety systems |
| US5377242A (en) * | 1993-11-15 | 1994-12-27 | B&W Nuclear Service Company | Method and system for emergency core cooling |
| CN101847451A (zh) * | 2009-06-19 | 2010-09-29 | 中广核工程有限公司 | 一种安全注入系统 |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| 叶道权: "AP1000反应堆冷却剂系统(RCS)自动卸压设计分析", 《中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第3册（核能动力分卷（下））》 * |
| 王宝生 等: "压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究", 《核动力工程》 * |
| 纪段 等: "压水堆一回路卸压措施影响因素研究", 《原子能科学技术》 * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN112786221A (zh) * | 2019-11-07 | 2021-05-11 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种二回路冷却系统 |
| CN113421663A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 |
| CN113421662A (zh) * | 2021-06-18 | 2021-09-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂压力容器液位指示失效下的自然循环冷却方法 |
| CN113421663B (zh) * | 2021-06-18 | 2022-04-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法 |
| WO2023020635A1 (zh) * | 2022-03-09 | 2023-02-23 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 一种核电厂机组自动低压全速冷却方法和系统 |
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