一種核電站安全殼噴淋系統(tǒng)啟動裝置及方法
【技術領域】
[0001]本發(fā)明涉及核電站安全殼保護技術領域，尤其涉及一種核電站安全殼噴淋系統(tǒng)啟動裝置及方法。
【背景技術】
[0002]核電站是利用核裂變或核聚變反應所釋放的能量產(chǎn)生電能的工廠，由于核裂變或核聚變會產(chǎn)生對人體有害的放射性物質，所以核電站需要通過一些建筑或設備對反應堆進行放射性屏蔽。核電站安全殼作為阻擋燃料裂變產(chǎn)物及一回路放射性物質進入外界環(huán)境的最后一道安全屏障，可有效限制放射性物質向環(huán)境釋放。在核電站運行的過程中，安全殼會面臨一些工況，例如:在發(fā)生一回路破口事故或安全殼內(nèi)的主蒸汽管道破裂事故時，隨著一回路或二回路冷卻劑向安全殼內(nèi)的質能釋放(主要是高溫的飽和蒸汽)，安全殼內(nèi)溫度和壓力將升高，使得安全殼的完整性受到威脅，當安全殼內(nèi)溫度和壓力升高到一定程度而不進行控制時，安全殼會發(fā)生破裂，進而失去其放射性屏蔽功能?？梢?，保證核電站安全殼的完整性對核電站安全發(fā)電起著至關重要的作用。
[0003]目前，核電站設計的安全殼噴淋系統(tǒng)(CSS，ContainmentSpray System)在安全殼內(nèi)溫度和壓力迅速上升到安全殼壓力閾值時，通過從安全殼頂部向安全殼內(nèi)噴淋過冷水，冷凝釋放到安全殼內(nèi)的飽和蒸汽，使安全殼內(nèi)的壓力和溫度降低到可接受的水平，確保安全殼的完整性。現(xiàn)有安全殼噴淋系統(tǒng)CSS啟動裝置的設計準則為確保事故后安全殼內(nèi)的壓力峰值不高于其極限承載壓力，并以此為基準確定CSS自啟動的安全殼壓力閾值，該安全殼壓力閾值主要針對破口尺寸較大的一回路破口事故或安全殼內(nèi)的主蒸汽管道破裂事故，由于破口尺寸較大，在事故發(fā)生后的短期階段一回路或二回路冷卻劑的飽和蒸汽通過破口向安全殼內(nèi)大量釋放，安全殼內(nèi)的壓力迅速升高，導致安全殼墻壁承受的應力迅速升高，在安全殼內(nèi)壓力高于壓力閾值時，CSS自啟動降低安全殼內(nèi)的壓力，以避免安全殼完整性被破壞的風險。
[0004]然而，現(xiàn)有的CSS自啟動裝置主要考慮破口尺寸較大的一回路破口事故或主蒸汽管道破裂事故，由于事故發(fā)生后短期內(nèi)安全殼內(nèi)壓力迅速升高，安全殼內(nèi)的熱量來不及通過安全殼混凝土墻壁傳導到外部環(huán)境，安全殼混凝土墻壁內(nèi)的溫度變化較小，這種情形下，安全殼混凝土墻壁所承受的應力由安全殼內(nèi)的壓力所產(chǎn)生的壓應力所主導，安全殼混凝土墻壁內(nèi)的溫度應力可以忽略。但是，若考慮破口尺寸較小的一回路破口事故或主蒸汽管道破裂事故，安全殼內(nèi)壓力升高較慢，安全殼噴淋啟動需要等待較長時間，安全殼內(nèi)的熱量隨時間不斷的通過安全殼混凝土墻壁傳導到外部環(huán)境，安全殼混凝土墻壁所承受的溫度應力隨時間而變化，有可能在安全殼內(nèi)壓力升高到CSS啟動閾值之前，混凝土墻壁所承受的總的應力已足以破壞安全殼的密封性能。
[0005]此外，現(xiàn)有設計缺少對安全殼完整性程度進行監(jiān)測的手段和方法，操縱員無法對事故發(fā)生后安全殼完整性受到威脅的程度實施監(jiān)測。
[0006]也就是說，現(xiàn)有技術中存在:安全殼噴淋系統(tǒng)的自啟動控制未考慮安全殼混凝土墻壁所承受的溫度應力，可能導致安全殼噴淋系統(tǒng)啟動之前安全殼的密封性能卻已遭到破壞的現(xiàn)象發(fā)生，以及無法監(jiān)測安全殼完整性程度的技術問題。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0007]本發(fā)明針對現(xiàn)有技術中存在的安全殼噴淋系統(tǒng)的自啟動控制未考慮安全殼混凝土墻壁所承受的溫度應力，可能導致安全殼噴淋系統(tǒng)啟動之前安全殼的密封性能卻已遭到破壞的現(xiàn)象發(fā)生，以及無法監(jiān)測安全殼完整性程度的技術問題，提供一種核電站安全殼噴淋系統(tǒng)啟動裝置及方法，綜合考慮發(fā)生安全殼內(nèi)一回路破口事故或主蒸汽管道破裂事故后安全殼混凝土墻壁所承受的包括溫度應力在內(nèi)的總應力隨時間的變化，依據(jù)安全殼內(nèi)運行環(huán)境參數(shù)(如壓力或溫度)隨時間的變化曲線啟動噴淋系統(tǒng)，限制混凝土墻壁所承受的應力在安全限值之內(nèi)，保證安全殼的密封性能；同時，能夠對安全殼完整性程度進行監(jiān)測，為操縱員及時了解安全殼的狀態(tài)提供途徑。
[0008]—方面，本發(fā)明方案提供了一種核電站安全殼噴淋系統(tǒng)啟動裝置，包括:
[0009]安全殼運行環(huán)境參數(shù)檢測模塊，用于檢測獲取核電站安全殼的運行環(huán)境參數(shù)；
[0010]停堆計時器，用于在反應堆停堆時統(tǒng)計停堆的持續(xù)時長；
[0011 ]信號處理模塊，用于基于所述運行環(huán)境參數(shù)和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的運行環(huán)境參數(shù)隨時間的變化曲線；
[0012]啟動信號輸出模塊，用于在所述運行環(huán)境參數(shù)隨時間的變化曲線表示當前安全殼混凝土墻壁所承受的總應力在預設范圍時，輸出安全殼噴淋系統(tǒng)啟動信號。
[0013]可選的，所述安全殼運行環(huán)境參數(shù)檢測模塊包括安全殼壓力儀表;所述運行環(huán)境參數(shù)包括所述安全殼壓力儀表檢測獲取的安全殼壓力信號。
[0014]可選的，所述信號處理模塊包括:
[0015]第一處理單元，用于基于所述安全殼壓力信號和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的壓力隨時間的變化曲線。
[0016]可選的，所述第一處理單元具體包括:
[0017]有效性校驗子模塊，用于在所述安全殼壓力儀表檢測獲取到所述安全殼壓力信號后，校驗所述安全殼壓力信號的有效性；
[0018]代表性數(shù)據(jù)獲取子模塊，用于對有效性校驗后為合格的安全殼壓力信號進行處理獲得代表性數(shù)據(jù)；
[0019]壓力時間曲線獲取子模塊，用于基于所述代表性數(shù)據(jù)和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的壓力隨時間的變化曲線。
[0020]可選的，所述安全殼運行環(huán)境參數(shù)檢測模塊包括滿足Kl類儀表鑒定要求的溫度傳感器;所述運行環(huán)境參數(shù)包括所述溫度傳感器檢測獲取的安全殼溫度信號。
[0021]可選的，所述信號處理模塊包括:
[0022]第二處理單元，用于基于所述安全殼溫度信號和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的溫度隨時間的變化曲線。
[0023]可選的，所述啟動裝置還包括:
[0024]閉鎖開關模塊，用于在核電站機組正常維修停堆時，輸出閉鎖信號，閉鎖所述啟動信號輸出模塊輸出的安全殼噴淋系統(tǒng)啟動信號。
[0025]可選的，所述啟動裝置還包括:
[0026]安全殼完整性程度指示模塊，用于基于所述運行環(huán)境參數(shù)隨時間的變化曲線指示當前安全殼完整性程度。
[0027]另一方面，本發(fā)明方案還提供了一種核電站安全殼噴淋系統(tǒng)啟動方法，所述啟動方法包括以下步驟:
[0028]S1、檢測獲取核電站安全殼的運行環(huán)境參數(shù)；
[0029]S2、在反應堆停堆時統(tǒng)計停堆的持續(xù)時長；
[0030]S3、基于所述運行環(huán)境參數(shù)和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的運行環(huán)境參數(shù)隨時間的變化曲線；
[0031]S4、在所述運行環(huán)境參數(shù)隨時間的變化曲線表示當前安全殼混凝土墻壁所承受的總應力在預設范圍時，輸出安全殼噴淋系統(tǒng)啟動信號。
[0032]可選的，所述步驟SI包括:通過安全殼壓力儀表檢測獲取安全殼壓力信號。
[0033]可選的，所述步驟S3包括:基于所述安全殼壓力信號和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的壓力隨時間的變化曲線。
[0034]可選的，所述步驟S3包括子步驟:
[0035]S31、在所述安全殼壓力儀表檢測獲取到所述安全殼壓力信號后，校驗所述安全殼壓力信號的有效性；
[0036]S32、對有效性校驗后為合格的安全殼壓力信號進行處理獲得代表性數(shù)據(jù)；
[0037]S33、基于所述代表性數(shù)據(jù)和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的壓力隨時間的變化曲線。
[0038]可選的，所述步驟SI包括:通過滿足Kl類儀表鑒定要求的溫度傳感器檢測獲取安全殼溫度信號。
[0039]可選的，所述步驟S3包括:基于所述安全殼溫度信號和所述持續(xù)時長，獲取表示安全殼完整性程度的溫度隨時間的變化曲線。
[0040]可選的，所述啟動方法還包括步驟:
[0041]在核電站機組正常維修停堆時，輸出閉鎖信號，閉鎖所述啟動信號輸出模塊輸出的安全殼噴