[发明专利]反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆控制保护技术领域，更具体地涉及一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法。

背景技术

以CRP1000核电机组为例，当核电机组未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)保护信号发出后，会触发ATWS缓解系统动作，执行以下保护动作：

(1)汽轮机脱扣：使反应堆功率整定为最终功率整定值，用自动调节平均温度(R)棒组和功率调节(G)棒组的方法降低功率，并防止蒸汽发生器烧干；

(2)启动辅助给水系统：向蒸汽发生器供约6％NF的水，以防止蒸汽发生器烧干；

(3)闭锁第三组GCT排放阀：防止蒸汽发生器烧干；

(4)再次发出紧急停堆信号。

但上述CPR1000机组ATWS保护信号及其缓解系统，对于因反应堆调节系统失效(如因机械卡棒、机组处于手动模式等)等原因导致反应堆调节棒组(如温度调节棒组、功率调节棒组等)无法及时有效的插入堆芯这一情况，事故缓解能力有限，无法完全有效的消除一回路系统超压的风险。因为ATWS瞬态时，若反应堆调节棒组无法插入堆芯，堆芯反应性的降低将受到制约，导致一回路系统压力的下降受到一定影响，其结果是在燃料循环的整个寿期内(特别是首循环)发生丧失正常给水-ATWS事故时一回路压力峰值高于最大容许压力，无法满足事故验收准则。

因此，目前的CPR1000机组ATWS保护信号及其缓解系统不足以完全规避ATWS时反应堆一回路系统超压的风险，无法满足相应的事故验收准则，将可能导致严重事故的发生。

发明内容

本发明的目的是提供一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，以有效地消除核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足相应的事故验收准则，避免严重事故的发生，提高核电机组的安全性。

为实现上述目的，本发明提供了一种反应堆未能紧急停堆时提高核电机组安全性的方法，包括：

产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号，预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号；

根据第一类信号触发第一类保护动作，并根据第二类信号触发主泵停运。

与现有技术相比，由于本发明在反应堆未能紧急停堆时所产生的预期瞬态保护信号包括第一类信号和第二类信号，且第二类信号触发主泵停运，在主泵停运后，一回路冷却剂流量急剧下降，一回路温度升高，从而激发了压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性(如慢化剂的负温度系数)，使得堆芯反应性降低，堆芯功率下降，进而使得一回路压力、温度升高的趋势有所减缓；同时配合一、二回路间的换热增加，一回路温度、压力也会下降，最终有效地消除了核电机组丧失全部给水-未能紧急停堆的预期瞬态下反应堆一回路系统超压的风险，满足了相应的事故验收准则，避免了严重事故的发生。在本发明的方法中，无需额外增加其他设备便能有效地消除一回路系统超压的风险，且结构简单、易于实现，对核电站事故处理规程(如SOP规程、EOP规程等)的影响较小。另外，本发明还进一步提高了核电机组应对超设计基准事故的能力，对于严重事故的预防及堆芯损伤概率降低，均可起到重要作用，进一步提高了核电机组的安全性。

需要说明的是，对于ATWS瞬态等过热事故，从常规的反应堆热工及传热学概念和思维角度而言，主泵停运理论上应该是更加不利于一回路系统的冷却和压力的下降(ATWS事故时，一回路呈过热状态，主泵的停运导致一回路冷却剂更加迅速的缺失，因此从表面上理解，似乎更不利于一回路系统的冷却和压力的下降)；但是，经过大量瞬态计算分析证明，ATWS瞬态时，主泵停运所带来的一回路温度升高可激发压水堆核电机组的堆芯中子学特性的慢化剂的负反馈特性，因此，充分合理的利用主泵停运后所带来的慢化剂的负反馈效应，可使一回路系统压力得到有效得控制。本发明从理论和实际上纠正了固定传统思维的弊端，是ATWS瞬态事故缓解的新思路。另外，本发明验证主泵停运可避免一回路超压的风险所需开展的瞬态计算分析过程主要包括SG水位信号阈值敏感性分析、主泵停运时间敏感性分析，一回路系统压力变化分析、DNBR分析，以及上述各参数的组合变化分析。

具体地，第一类保护动作包括汽轮机脱扣、启动辅助给水系统、闭锁第三组GCT排气阀以及再次发出紧急停堆信号。

在本发明的一实施例中，产生反应堆未能紧急停堆时的预期瞬态保护信号具体包括：

判断堆功率是否大于第一阈值且主给水量低于第二阈值；

当判断结果均为是时，叠加堆功率大于第一阈值所产生的信号及主给水量低于第二阈值所产生的信号，以形成第一类信号；