[發(fā)明專利]一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法

有效

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• 申請日: 2017-08-23
• 公開（公告）號: CN107633889B
• 公開（公告）日: 2019-07-12
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 鄭靜;吳其方;張明興;薛峻峰;楊為城;陳宏;鄒志強(qiáng);張明;祝圓;李建立;李澤軍;劉洪印;劉力;王志強(qiáng);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(quán)）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(yè)專利中心 11007
• 代理人: 張雅丁

本發(fā)明屬于核電站安全評估技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法。該方法對核電機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價(jià)結(jié)果進(jìn)行獨(dú)立評估，具體包括以下步驟：環(huán)節(jié)1：CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估數(shù)據(jù)收集；環(huán)節(jié)2：確定代表性嚴(yán)重事故序列；環(huán)節(jié)3：建立CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估計(jì)算分析模型；環(huán)節(jié)4：嚴(yán)重事故序列計(jì)算分析；環(huán)節(jié)5：判定是否滿足壓力容器熱工失效準(zhǔn)則；環(huán)節(jié)6：CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估。通過計(jì)算分析得到的壓力容器下封頭外壁面熱流密度與CHF實(shí)驗(yàn)結(jié)果比對分析，成功驗(yàn)證了該系統(tǒng)在嚴(yán)重事故下保證壓力容器下封頭完整性設(shè)計(jì)功能的有效性，解決了對華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價(jià)結(jié)果進(jìn)行獨(dú)立評估的問題。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于核電站安全評估技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法。

背景技術(shù)

“華龍一號”是我國自主研發(fā)的具有先進(jìn)安全理念的三代百萬千瓦級壓水堆核電機(jī)組，充分借鑒了國家引進(jìn)的三代核電技術(shù)和先進(jìn)的設(shè)計(jì)理念，對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故之外的擴(kuò)展工況進(jìn)行了分析并制定了預(yù)防和緩解措施，以預(yù)防嚴(yán)重事故發(fā)生或減輕嚴(yán)重事故的后果。

與M310改進(jìn)型核電機(jī)組相比，“華龍一號”設(shè)置了堆腔注水冷卻系統(tǒng)(CavityInjection and Cooling System，簡稱CIS系統(tǒng))，在發(fā)生堆芯熔化的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況(嚴(yán)重事故工況)時(shí)，該系統(tǒng)通過對壓力容器外壁面進(jìn)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(shí)現(xiàn)壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的滯留(In-VesselRetention，簡稱IVR)，以提高核電機(jī)組的安全性。

在設(shè)計(jì)過程中“華龍一號”CIS系統(tǒng)有效性評價(jià)采用的是基于風(fēng)險(xiǎn)導(dǎo)向的事故分析方法(Risk-Oriented Accident Analysis Methodology，簡稱ROAAM)，屬于概率論分析方法。該方法以壓力容器熱失效準(zhǔn)則為判據(jù)，首先明確嚴(yán)重事故序列及熔融池的最終包絡(luò)狀態(tài)；在分析包絡(luò)狀態(tài)下各關(guān)鍵參數(shù)概率分布的基礎(chǔ)上，通過參數(shù)抽樣確定壓力容器外壁面熱流密度；與實(shí)驗(yàn)研究得到的壓力容器外壁面臨界熱流密度(Critical Heat Flux，簡稱CHF)進(jìn)行對比分析，判斷是否能夠滿足壓力容器熱失效準(zhǔn)則，從而完成CIS系統(tǒng)有效性評價(jià)。

根據(jù)核動(dòng)力廠設(shè)計(jì)安全規(guī)定(HAF102-2016)需對設(shè)計(jì)安全評價(jià)進(jìn)行獨(dú)立評估。目前尚沒有系統(tǒng)得開展“華龍一號”CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法。福清核電5、6號機(jī)組是國內(nèi)首次開展堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的“華龍一號”核電機(jī)組。為了驗(yàn)證CIS系統(tǒng)有效性評價(jià)結(jié)果的合理性，亟需研制一種對“華龍一號”CIS系統(tǒng)有效性評價(jià)進(jìn)行獨(dú)立評估的方法。

發(fā)明內(nèi)容

本發(fā)明要解決的技術(shù)問題是提供一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法，以解決對華龍一號機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價(jià)結(jié)果進(jìn)行獨(dú)立評估的問題。

為了實(shí)現(xiàn)這一目的，本發(fā)明采取的技術(shù)方案是：

一種華龍一號堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的方法，應(yīng)用該方法的華龍一號堆型核電機(jī)組設(shè)置堆腔注水冷卻系統(tǒng)，在發(fā)生堆芯熔化的設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況時(shí)，該系統(tǒng)通過對壓力容器外壁面進(jìn)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(shí)現(xiàn)壓力容器內(nèi)堆芯熔融物的滯留，以提高核電機(jī)組的安全性；該方法對核電機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性評價(jià)結(jié)果進(jìn)行獨(dú)立評估，具體包括以下步驟：

環(huán)節(jié)1：CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估數(shù)據(jù)收集

收集核電機(jī)組堆腔注水冷卻系統(tǒng)有效性分析所需系統(tǒng)參數(shù)、運(yùn)行參數(shù)、設(shè)備參數(shù)、運(yùn)行規(guī)程，為后續(xù)環(huán)節(jié)3建立計(jì)算分析模型和環(huán)節(jié)4嚴(yán)重事故序列計(jì)算分析進(jìn)行數(shù)據(jù)輸入準(zhǔn)備；

環(huán)節(jié)2：確定代表性嚴(yán)重事故序列

環(huán)節(jié)2-1：以特定電廠設(shè)計(jì)階段功率運(yùn)行工況概率安全評價(jià)PSA確定導(dǎo)致堆芯損傷的支配性序列為基礎(chǔ)，對支配性序列進(jìn)行歸并、篩選，形成CIS系統(tǒng)有效性獨(dú)立評估的第1部分嚴(yán)重事故序列；