[发明专利]核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统

说明书

技术领域

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统。

背景技术

冷却剂失流事故(Loss of coolant accident，LOCA)是指压水堆核电站中一回路有较大破口，冷却剂补充能力不足以弥补从破口的流失，使堆芯逐渐失去冷却，导致燃料棒包壳升温甚至烧毁的事故。

在瞬态刚开始的一段时间，破口处的流量是液态单相的。在这一阶段，一回路失水量很大，而从破口排出的热量很小，此阶段主要靠蒸汽发生器来导出热量，一回路的压力取决于二回路的压力，因此，一回路压力处于相对稳定状态。对典型的压水堆核电站，发生中/小LOCA后，冷却剂从破口排出，导致一回路冷却剂装量减少和一回路压力降低。“稳压器压力低”信号出现后，触发停堆信号，机组自动停堆，并导致蒸汽发生器的主给水隔离，辅助给水系统启动。一回路压力继续降低，当“稳压器压力低低”信号出现时，触发安全注射系统动作，向一回路补充冷却剂。

对发生中/小LOCA后主泵持续运行情形，在主泵停运前，一回路冷却剂可视为均匀分布，主泵停运前一回路冷却剂以两相混合物的形式从破口持续排出，由于一回路压力保持在较高水平，安全注射系统注入一回路的冷却剂不足以弥补从破口流失的冷却剂，这加剧了一回路水装量的恶化，堆芯水装量的恶化情况会更严重，同时一回路的降压速度会减慢。当主泵在某一时刻停运时，因为水装量很少，水的坍塌液位不足以淹没堆芯，会出现堆芯裸露的现象，或者是该现象会变得更严重。相比于中压安注箱的动作压力，此时一回路的压力仍然很高，堆芯裸露的程度加剧，堆芯裸露的时间延长，并且可能会导致燃料元件过热。经验反馈表明，对一回路中/小破口事故，主泵的持续运行将使得冷却剂从破口以较高的流量排出，使堆芯水装量持续恶化，延长堆芯裸露的时间。而对发生中/小LOCA后主泵停运情形，当一回路水装量减少到一定程度时，破口流量会过渡到蒸汽状态，从破口流出的冷却剂速率大大降低，一回路水装量恶化速度大幅减缓，此时堆芯余热主要靠破口蒸汽排出，一回路压力开始新的下降。

由上可知，在压水堆核电站中发生冷却剂失流事故情形下，主泵的持续运行将加剧堆芯水装量的持续恶化，进而导致堆芯裸露程度加深，使后果不堪设想。如何在压水堆核电站发生冷却剂失流事故下，以降低一回路水装量恶化程度，缩短堆芯裸露时间，为操纵员处理事故赢得时间，避免冷却剂失流事故产生的更多负面后果，是亟待解决的问题。

发明内容

本发明的目的在于：在核电站发生中/小冷却剂失流事故LOCA情况下，提供一种核电站冷却剂失流事故的处理方法，其可通过对稳压器压力信号和安全壳采集点压力信号的判断，确定是否触发自动停运信号，实现在发生中/小LOCA后使主泵自动智能停运，以降低一回路水装量恶化程度，缩短堆芯裸露时间，缓解事故的后果，为操纵员处理事故赢得时间。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站冷却剂失流事故的处理方法，其包括：

获取核电站安全壳压力采集点的压力信号和稳压器压力信号；

判断所述安全壳采集点的压力信号的值是否超过预先设置的阈值；

若超过所述预先设置的阈值，且稳压器压力信号为稳压器压力低低信号，则触发主泵自动停运信号。

作为本发明核电站冷却剂失流事故的处理方法的一种改进，所述方法包括：

获取所述安全壳至少三个采集点的压力信号；或者，

获取所述安全壳采集点上不同时间的三个压力信号。

作为本发明核电站冷却剂失流事故的处理方法的一种改进，所述判断所述安全壳采集点的压力信号的值是否超过预先设置的阈值，包括：

判断所述安全壳的三个压力信号的值是否至少有两个超过预先设置的阈值。

作为本发明核电站冷却剂失流事故的处理方法的一种改进，所述若超过所述预先设置的阈值，且稳压器压力信号为稳压器压力低低信号，则触发主泵自动停运信号，包括：

若所述安全壳的三个压力信号的值至少有两个超过预先设置的阈值，且稳压器压力信号为稳压器压力低低信号，则触发主泵自动停止信号。

作为本发明核电站冷却剂失流事故的处理方法的一种改进，所述触发主泵自动停止信号之前还包括：

判断主泵控制模型发出的信号是否是主泵自动停运信号。

作为本发明核电站冷却剂失流事故的处理方法的一种改进，所述方法还包括：