[发明专利]用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法

说明书

本发明公开了用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；S4、基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计。解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。

技术领域

本发明涉及压水堆核动力系统设计技术领域，具体涉及用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法。

背景技术

对于压水堆核动力系统，功率运行工况下冷却剂处于高温高压状态，当发生运行瞬态或事故工况时，冷却剂系统很可能升温升压，甚至超出系统的设计压力，造成冷却剂压力边界的损坏。为了保证功率运行状态下一回路压力边界的完整性，必须进行冷却剂系统的超压保护设计，通过停堆保护、稳压器内收纳、安全阀超压排放等功能的组合降低超压风险。安全阀一般在稳压器顶部设置，用以在超压情况下排出部分汽体，降低回路内压力，安全阀的排量大小对系统是否超压至关重要。在目前的工程设计中，包括安全阀的排量在内的超压保护设计主要通过事故后的超压响应分析来确定，一般先参考工程经验初步选取适当的保护信号、阀门总排量，选择对冷却剂系统超压而言后果最恶劣的事故进行安全分析，获得超压分析结果，并反馈给系统及设备专业，期间需要经过多轮的设计迭代，以获取最终的保护信号、稳压器相关参数、安全阀的总排量及数量，在此基础上，对安全阀上下游管线及阀门设计进行优化，最终完成超压保护设计。

此种方式设计需要安全分析和系统设计的反复迭代分析，经历的时间周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量，不利于确定核电厂的综合性能提高。

发明内容

本发明所的目的在于提供用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，解决现有的超压保护设计主要通过事故后的响应分析来确定导致迭代次数多、周期长，同时难以找出满足安全要求的安全阀总的最小排量的问题。

本发明通过下述技术方案实现：

用于压水堆运行状态下一回路系统超压保护的设计方法，包括以下步骤：

S1、构建待设计超压保护系统的压水堆模型；

S2、根据反应堆及一回路系统在事故停堆后冷却剂容积随时间的变化规律获得安全阀的初始总排量；

S3、将步骤S2获得的初始总排量代入步骤S1构建的压水堆模型，基于确定论分析方法核算安全阀的总排量；

S4、当初始总排量代入压水堆模型中，满足阀门排量大于等于最大波动流量后，判断是否满足超压准则，如果满足超压准则直接进行下一步，如果不满足超压准则，则基于确定论分析方法优化超压保护系统对应的保护信号、稳压器容量和波动管管径；

S5、基于概率论确定超压保护系统中的安全阀数量，以及上游管路、下游管路和隔离阀设计，所述概率论以尽可能降低超压发生的概率和后果为原则。

由于反应堆冷却剂的压力调节通过稳压器来实现，而冷却剂系统超压的原因是冷却剂系统膨胀导致，针对功率运行状态下一回路超压保护，应当满足“稳压器安全阀的总排量要求至少与超压瞬态下稳压器的最大波入量相同”的稳压器安全阀排量的要求，即瞬态过程中由于系统膨胀的体积差，全部通过稳压器安全阀排出系统外部，从而避免系统超压。本发明基于此要求，提出了一种压水堆核电厂功率运行状态下，一回路超压保护设计的新方法，可提高工作效率，同时更好的量化对阀门的排量需求和数量设置，优化保护信号及设备或部件的设计，提高核动力系统的综合性能。

本发明步骤S2中所述的初始总排量为估算值。