[發明專利]一種華龍一號堆腔注水冷卻系統有效性獨立評估的方法

有效

• 申請號: 201710730951.8
• 申請日: 2017-08-23
• 公開（公告）號: CN107633889B
• 公開（公告）日: 2019-07-12
• 發明（設計）人: 鄭靜;吳其方;張明興;薛峻峰;楊為城;陳宏;鄒志強;張明;祝圓;李建立;李澤軍;劉洪印;劉力;王志強;黃代順;冷貴君;張曉華;郝祿祿;仇蘇辰;黃曉景;陳昌貽;謝文雄
• 申請（專利權）人: 福建福清核電有限公司
• 主分類號: G21C17/00
• 分類號: G21C17/00;G21C15/00
• 代理公司: 核工業專利中心 11007
• 代理人: 張雅丁

1.一種堆腔注水冷卻系統有效性獨立評估的方法，應用該方法的堆型核電機組設置堆腔注水冷卻系統，在發生堆芯熔化的設計擴展工況時，該系統通過對壓力容器外壁面進行冷卻帶走堆芯熔融物熱量，降低壓力容器外壁面的溫度，維持壓力容器的完整性，實現壓力容器內堆芯熔融物的滯留，以提高核電機組的安全性；

其特征在于，該方法對核電機組堆腔注水冷卻系統有效性評價結果進行獨立評估，具體包括以下步驟：

環節1：CIS系統有效性獨立評估數據收集

收集核電機組堆腔注水冷卻系統有效性分析所需系統參數、運行參數、設備參數、運行規程，為后續環節3建立計算分析模型和環節4嚴重事故序列計算分析進行數據輸入準備；

環節2：確定代表性嚴重事故序列

環節2-1：以特定電廠設計階段功率運行工況概率安全評價PSA確定導致堆芯損傷的支配性序列為基礎，對支配性序列進行歸并、篩選，形成CIS系統有效性獨立評估的第1部分嚴重事故序列；

環節2-2：根據工程經驗判斷，篩選出典型的嚴重事故序列，作為CIS系統有效性獨立評估的第2部分嚴重事故序列；

環節2-3：篩選出的第1部分和第2部分嚴重事故序列作為CIS系統有效性獨立評估具有代表性的嚴重事故序列；

環節3：建立CIS系統有效性獨立評估計算分析模型

MAAP4程序是壓水堆核電站嚴重事故分析程序，屬于系統性程序，通過該程序對代表性嚴重事故序列進行計算分析；

結合環節1收集的MAAP4程序建模所需的輸入數據，對反應堆冷卻劑系統、安全殼、堆芯區域、壓力容器下封頭和筒體區域、壓力容器下封頭熔融池進行模擬，建立CIS系統有效性獨立評估計算分析模型；

環節4：嚴重事故序列計算分析

基于MAAP4程序建立的CIS系統有效性獨立評估的計算分析模型，對環節2確定的具有代表性的嚴重事故序列進行計算分析，得到每一種代表性嚴重事故序列下堆芯熔化后壓力容器外壁面不同區域的熱流密度；

針對環節2-1和環節2-2所確定的每一種代表性嚴重事故序列，對環節3構建的CIS系統有效性獨立評估計算分析模型進行輸入設置，然后運行MAAP4程序進行計算分析，得到每一種代表性嚴重事故序列下堆芯熔化后壓力容器外壁面不同區域的瞬態熱流密度；

環節5：判定是否滿足壓力容器熱工失效準則

CIS系統有效性評價通過判定環節4的計算結果是否滿足壓力容器熱工失效準則實現；具體包括如下環節：

環節5-1：確定與環節2嚴重事故序列適應的臨界熱流密度

根據環節2確定的代表性嚴重事故序列，選取壓力容器外壁面臨界熱流密度實驗中相應工況或包絡工況下的臨界熱流密度；

環節5-2：壓力容器外壁面熱流密度與臨界熱流密度對比分析

將環節4計算得出的壓力容器外壁面不同區域瞬態熱流密度與相應的臨界熱流密度進行比對；

若環節4計算得到的壓力容器外壁面熱流密度小于臨界熱流密度，則滿足壓力容器熱工失效準則，在嚴重事故下CIS系統有效帶出壓力容器內熔融物向壓力容器壁面所傳遞的熱量，保證壓力容器下封頭完整性；

環節6：CIS系統有效性獨立評估

將環節5得出的判定結果與設計過程中的CIS系統有效性分析結果進行比對分析，驗證核電機組CIS系統在嚴重事故下保證壓力容器下封頭完整性設計功能的有效性。

2.如權利要求1所述的一種堆腔注水冷卻系統有效性獨立評估的方法，其特征在于：環節1中，具體數據收集數量和類型以后續環節3中MAAP4程序建模和環節4中嚴重事故序列計算分析的輸入需求為依據。

3.如權利要求1所述的一種堆腔注水冷卻系統有效性獨立評估的方法，其特征在于：

環節2-1中，以特定電廠設計階段功率運行工況概率安全評價PSA確定的對堆芯損壞概率貢獻在前95％以內的支配性序列集合為基礎，根據系統屬性對支配性序列進行歸并分組。