本发明适用于百万千瓦级核电站的应急技术领域，提供了一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，将核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，所述方法包括以下步骤：判断所述第二环是否破口，如是则执行下一步骤，否则加强监控；判断所述破口是否发生在安全壳内，如是则执行下一步骤，否则判断第四环至第N环有异常；持续判断所述第三环是否有异常泄漏，如是则直接警示第四环至第N环有异常，并加强监控；否则关注安全壳压力参数，直至压力达到预设值，设置安全壳泄漏率，从此刻开始警示第四环至第N环有异常，同时加强监控。本发明实现了多环联合推导，同时实现一环或多环误诊后能自动纠错，大大加强了核事故后果的分析和预警。
1.一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，将核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，其中，N为正整数且N大于3，第一环为堆芯，第二环为一回路压力边界，第三环为安全壳；所述核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法包括以下步骤：步骤A、判断所述第二环是否破口，如是则执行下一步骤，否则加强监控；
步骤B、判断所述破口是否发生在安全壳内，如是则执行下一步骤，否则判断第四环至第N环有异常；
步骤C、持续判断所述第三环是否有异常泄漏，如是则直接警示第四环至第N环有异常，并加强监控；否则关注安全壳压力参数，直至压力达到预设值，同时设置安全壳泄漏率，从此刻开始警示第四环至第N环有异常，同时加强监控，在持续监控所述第三环的同时持续判断所述第一环是否有异常；
如果根据破口尺寸、一回路注入、失水速度和安全设施运行情况综合预测所述第一环达到露裸阶段，则从此刻至自裸露时间点直接预测第四环至第N环正常，但需要强化监控，其监控结果与所述第三环联动判断；从裸露时间点至未来，直接预测第四环至第N环异常。
2.如权利要求1所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，如果根据堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯破损阶段，则无论所述第三环是否异常，直接警示第四环至第N环强化监控，其监控结果与所述第三环联动判断；如果堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯熔化阶段，直接设置安全壳压力为5bar，并直接预警第四环至第N环已经或马上异常。
3.如权利要求2所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，所述联动判断规则为：如果所述第三环异常泄漏，则第四环至第N环可能异常；如果第四环至第N环实测异常，则所述第三环必泄漏。
4.如权利要求1所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，所述联动判断规则为：如果所述第三环异常泄漏，则第四环至第N环可能异常；如果第四环至第N环实测异常，则所述第三环必泄漏。
5.如权利要求2所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，采用定量判断所述第一环的损伤情况，判断方法为：如果一回路碘131当量活度值小于
4.4GBq/t，则判断干净一回路；如果一回路碘131当量活度值等于4.4GBq/t，则判断十根燃料棒破损；如果一回路碘131当量活度值等于37GBq/t，则判断一百根燃料棒破损。
6.如权利要求2所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，根据堆芯出口温度判断堆芯破损阶段的方法为：如果堆芯出口温度小于700℃，则判断无堆芯破损；如果堆芯出口温度大于700℃且小于1100℃，则判断包壳破损；如果堆芯出口温度大于1100℃且小于1200℃，则判断堆芯熔化。
7.如权利要求2所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，根据安全壳剂量率实测值判断堆芯破损阶段的方法为：如果全壳剂量率小于0.02Gy/h，则判断无堆芯破损；如果全壳剂量率在1h内大于0.02Gy/h且小于500Gy/h，则判断包壳破损；
如果全壳剂量率在1h至6h内大于0.02Gy/h且小于100Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在6h至5d内大于0.02Gy/h且小于50Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于0.02Gy/h且小于10Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在一个月之后大于
0.02Gy/h且小于5Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在1h内大于500Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在1h至6h内大于100Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在6h至
5d内大于50Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于10Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在一个月之后大于5Gy/h，则判断堆芯熔化。
8.如权利要求1至7任一项所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，所述N等于7。
9.如权利要求8所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，第四环为反应堆厂房周边500米，通过人工测量的形式，在所述反应堆厂房周边500米监控其放射性，以测量数据来推导所述第三环的可靠性及放射性迁移的程度。
10.如权利要求9所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，第五环为所述反应堆厂房周边500米至5公里，通过采用固定r探头、事故后果分析系统和在线监测车辆巡逻的形式来补充所述第四环人工监测的不足。
11.如权利要求10所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，第六环为所述反应堆厂房周边5公里至10公里，采用固定r探头的方式及所述事故后果分析系统分析辐射扩散过程，通过所述第五环和第六环的所述固定r探头也可以反推所述第三环及第四环的放射性迁移程度。
12.如权利要求11所述的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其特征在于，第七环为所述反应堆厂房周边10公里之外，采用所述事故后果分析系统分析辐射扩散过程。
一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法
技术领域
[0001] 本发明属于百万千瓦级核电站的应急技术领域，特别涉及一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法。
背景技术
[0002] 现有技术中，压水堆核电厂机组的状态诊断及事故后果综合评估仅从各自层面进行局部的评估，评估结果比较片面，存在一定的极限性，无法有效地对核事故后果进行分析和预警，进而无法保证压水堆核电厂机组的安全、稳定运行。
发明内容
[0003] 本发明的目的在于提供一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，旨在解决现有技术中的压水堆核电厂机组的状态诊断及事故后果综合评估因仅从各自层面进行局部的评估而存在局限性的技术问题。
[0004] 本发明是这样实现的，一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，将核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，其中，N为正整数且N大于3，第一环为堆芯，第二环为一回路压力边界，第三环为安全壳；所述核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法包括以下步骤：
[0005] 步骤A、判断所述第二环是否破口，如是则执行下一步骤，否则加强监控；
[0006] 步骤B、判断所述破口是否发生在安全壳内，如是则执行下一步骤，否则判断第四环至第N环有异常；
[0007] 步骤C、持续判断所述第三环是否有异常泄漏，如是则直接警示第四环至第N环有异常，并加强监控；否则关注安全壳压力参数，直至压力达到预设值，同时设置安全壳泄漏率，从此刻开始警示第四环至第N环有异常，同时加强监控。
[0008] 进一步地，在所述步骤C中，在持续监控所述第三环的同时持续判断所述第一环是否有异常。
[0009] 进一步地，如果根据堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯破损阶段，则无论所述第三环是否异常，直接警示第四环至第N环强化监控，其监控结果与所述第三环联动判断；如果堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯熔化阶段，直接设置安全壳压力为5bar，并直接预警第四环至第N环已经或马上异常。
[0010] 进一步地，如果根据破口尺寸、一回路注入、失水速度和安全设施运行情况综合预测所述第一环达到露裸阶段，则从此刻至自裸露时间点直接预测第四环至第N环正常，但需要强化监控，其监控结果与所述第三环联动判断；从裸露时间点至未来，直接预测第四环至第N环异常。
[0011] 进一步地，所述联动判断规则为：如果所述第三环异常泄漏，则第四环至第N环可能异常；如果第四环至第N环实测异常，则所述第三环必泄漏。
[0012] 进一步地，所述联动判断规则为：如果所述第三环异常泄漏，则第四环至第N环可能异常；如果第四环至第N环实测异常，则所述第三环必泄漏。
[0013] 进一步地，采用定量判断所述第一环的损伤情况，判断方法为：如果一回路碘131当量活度值小于4.4GBq/t，则判断干净一回路；如果一回路碘131当量活度值等于4.4GBq/t，则判断十根燃料棒破损；如果一回路碘131当量活度值等于37GBq/t，则判断一百根燃料棒破损。
[0014] 进一步地，根据堆芯出口温度判断堆芯破损阶段的方法为：如果堆芯出口温度小于700℃，则判断无堆芯破损；如果堆芯出口温度大于700℃且小于1100℃，则判断包壳破损；如果堆芯出口温度大于1100℃且小于1200℃，则判断堆芯熔化。
[0015] 进一步地，根据安全壳剂量率实测值判断堆芯破损阶段的方法为：如果全壳剂量率小于0.02Gy/h，则判断无堆芯破损；如果全壳剂量率在1h内大于0.02Gy/h且小于500Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在1h至6h内大于0.02Gy/h且小于100Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在6h至5d内大于0.02Gy/h且小于50Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于0.02Gy/h且小于10Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在一个月之后大于0.02Gy/h且小于5Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在1h内大于500Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在1h至6h内大于100Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在6h至5d内大于50Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于10Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在一个月之后大于5Gy/h，则判断堆芯熔化。
[0016] 进一步地，所述N等于7。
[0017] 进一步地，第四环为反应堆厂房周边500米，通过人工测量的形式，在所述反应堆厂房周边500米监控其放射性，以测量数据来推导所述第三环的可靠性及放射性迁移的程度。
[0018] 进一步地，第五环为所述反应堆厂房周边500米至5公里，通过采用固定r探头、事故后果分析系统和在线监测车辆巡逻的形式来补充所述第四环人工监测的不足。
[0019] 进一步地，第六环为所述反应堆厂房周边5公里至10公里，采用固定r探头的方式及所述事故后果分析系统分析辐射扩散过程，通过所述第五环和第六环的所述固定r探头也可以反推所述第三环及第四环的放射性迁移程度。
[0020] 进一步地，第七环为所述反应堆厂房周边10公里之外，采用所述事故后果分析系统分析辐射扩散过程。
[0021] 实施本发明的一种核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，具有以下有益效果：其通过将核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，其中，N为正整数且N大于3，第一环为堆芯，第二环为一回路压力边界，第三环为安全壳；同时采用如下步骤：判断所述第二环是否破口，如是则执行下一步骤，否则加强监控；判断所述破口是否发生在安全壳内，如是则执行下一步骤，否则判断第四环至第N环有异常；持续判断所述第三环是否有异常泄漏，如是则直接警示第四环至第N环有异常，并加强监控；否则关注安全壳压力参数，直至压力达到预设值，同时设置安全壳泄漏率，从此刻开始警示第四环至第N环有异常，同时加强监控，因而实现了多环联合推导，同时实现一环或多环误诊后能自动纠错，大大加强了核事故后果的分析和预警。
附图说明
[0022] 为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
[0023] 图1是本发明实施例提供的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法流程图。
具体实施方式
[0024] 为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
[0025] 需说明的是，当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件，它可以直接或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为“连接于”另一个部件，它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。术语“上”、“下”、“左”、“右”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本专利的限制。术语“第一”、“第二”仅用于便于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明技术特征的数量。“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
[0026] 如图1所示，本发明实施例提供的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法，其将核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，其中，N为正整数且N大于3，第一环为堆芯，第二环为一回路压力边界，第三环为安全壳。本发明实施例的核应急机组状态诊断与事故后果的综合评估方法包括以下步骤：
[0027] S1、判断第二环是否破口，如是则执行下一步骤，否则加强监控；
[0028] S2、判断破口是否发生在安全壳内，如是则执行下一步骤，否则判断第四环至第N环有异常；
[0029] S3、持续判断第三环是否有异常泄漏，如是则直接警示第四环至第N环有异常，并加强监控；否则关注安全壳压力参数，直至压力达到预设值，同时设置安全壳泄漏率，从此刻开始警示第四环至第N环有异常，同时加强监控。
[0030] 本发明实施例通过把核应急机组自堆芯开始由内到外分为N环，分析这N环所有需要的属性及数据，分为可以自动采集的数据和人工采集的数据，通过这N环的属性和数据进行联合评估，实现多环联合推导，同时实现一环或多环误诊后能自动纠错，大大加强了核事故后果的分析和预警。
[0031] 优选地，在本发明的一个实施例中，N等于7，即将核应急机组自堆芯开始由内到外分为7环。具体地，在本实施例中，第一环、第二环和第三环在初因事件的发展过程中，通常由第二环触发破口开始，破口位置可以为安全壳内，如热管段、冷管段和稳压器顶部；破口位置也可以为安全壳外，如蒸汽发生器。其中，压水堆常见的10种初因事件包括：各种失水事故、未能紧急停堆的预期瞬态、反应堆冷却剂系统瞬态、二回路系统瞬态、二回路系统管道破裂、蒸汽发生器传热管破裂、丧失动力源(电源，压缩空气源)、丧失全部热阱、全部丧失蒸汽发生器给水和丧失全部交流电源。
[0032] 进一步地，在本实施例中，首先判断第二环是否破口，如果是则判断破口是否发生在安全壳内，否则加强监控。
[0033] 进一步地，如果第二环破口发生在安全壳内，则全程用动画形式展示放射性迁移和预警过程，同时持续判断第三环是否有异常泄漏。如果第三环有异常泄漏且直接向大气泄漏，则直接警示第四环、第五环、第六环和第七环有异常，同时加强监控；如果第三环有异常泄漏且向辅助厂房泄漏，则预警强化监控，并直接警示辅助厂房、第四环、第五环、第六环和第七环有异常。其中，第三环向辅助厂房泄漏的特征为第二环破口，安全壳压力未达到5bar。如果第三环无异常泄漏，则关注安全壳压力参数，直至压力达到5bar，设置安全壳泄漏率为0.3％，并从此刻开始警示第四环、第五环、第六环和第七环有异常，同时加强监控。
[0034] 另外，在持续监控第三环的同时持续判断第一环是否有异常。如果根据堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯破损阶段，则无论第三环是否异常，直接警示第四环、第五环、第六环和第七环强化监控，其监控结果与第三环联动判断。联动判断规则为：如果第三环异常泄漏，则第四环、第五环、第六环和第七环可能异常；如果第四环、第五环、第六环和第七环实测异常，则第三环必泄漏。如果堆芯出口温度和安全壳剂量率实测值判断达到堆芯熔化阶段，则直接设置安全壳压力为5bar，并直接预警第四环、第五环、第六环和第七环已经或马上异常。
[0035] 如果根据破口尺寸、一回路注入、失水速度和安全设施运行情况等综合预测第一环达到露裸阶段，则从此刻至自裸露时间点直接预测第四环、第五环、第六环和第七环正常，但需要强化监控，其监控结果与第三环联动判断。联动判断规则为：如果第三环异常泄漏，则第四环、第五环、第六环和第七环可能异常；如果第四环、第五环、第六环和第七环实测异常，则第三环必泄漏。从裸露时间点至未来，直接预测第四环、第五环、第六环和第七环异常。
[0036] 进一步地，如果破口发生在安全壳外，则全程用动画形式在上图中展示放射性迁移和预警过程。在破口发生在安全壳外的辅助厂房时，直接动画形式在辅助厂房区域展示放射性弥散并预警强化监控，同时直接警示辅助厂房、第四环、第五环、第六环和第七环有异常。如果破口发生在蒸汽发生器，则直接动画展示二回路放射性弥散，并直接警示强化监控。如果蒸汽发生器破口和叠加蒸汽管道破裂，则直接预警第四环、第五环、第六环和第七环异常。
[0037] 进一步地，在本实施例中，采用一回路碘131当量活度，该活度由日常化学取样给出，在核事故情况下利用该日常取样数据，用于定量判断当前第一环的损伤情况，判断方法为：如果一回路碘131当量活度值小于4.4GBq/t，则判断干净一回路；如果一回路碘131当量活度值等于4.4GBq/t，则判断十根燃料棒破损；如果一回路碘131当量活度值等于37GBq/t，则判断一百根燃料棒破损。
[0038] 进一步地，在本发明的另一个实施例中，当设备一级报警和二级报警并且堆芯温度小于650度，可以定性判断，燃料开始有破损，进一步定量判断通过化学取样事故情况下的一回路碘131当量活度并根据上述实施例定性判断损伤程度。
[0039] 进一步地，在本发明的另一个实施例中，根据堆芯出口温度判断堆芯破损阶段，具体方法为：如果堆芯出口温度小于700℃，则判断无堆芯破损；如果堆芯出口温度大于700℃且小于1100℃，则判断包壳破损；如果堆芯出口温度大于1100℃且小于1200℃，则判断堆芯熔化。
[0040] 进一步地，在本发明的另一个实施例中，根据安全壳剂量率实测值判断堆芯破损阶段，具体方法为：如果全壳剂量率小于0.02Gy/h，则判断无堆芯破损；如果全壳剂量率在1h内大于0.02Gy/h且小于500Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在1h至6h内大于
0.02Gy/h且小于100Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在6h至5d内大于0.02Gy/h且小于50Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于0.02Gy/h且小于10Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在一个月之后大于0.02Gy/h且小于5Gy/h，则判断包壳破损；如果全壳剂量率在1h内大于500Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在1h至6h内大于100Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在6h至5d内大于50Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在5d至一个月内大于10Gy/h，则判断堆芯熔化；如果全壳剂量率在一个月之后大于5Gy/h，则判断堆芯熔化。
[0041] 进一步地，判断破口在安全壳内的方法为：反应堆冷却剂系统压力降低；欠热度减小；稳压器水位下降；压力容器水位可能下降；反应堆厂房内压力和温度增加；反应堆厂房地坑内水位出现然后增加；反应堆乏燃料水池冷却和处理水箱内水位降低；在燃料破损情况下反应堆厂房内剂量率增加。
[0042] 进一步地，判断破口在稳压器释放管线上的方法为：稳压器释放管线上游的温度迅速上升或等于稳压器(液相或汽相)的温度。判断破口在稳压器上的方法为：稳压器内各测量水位的探头可能会因为水蒸气的干扰，导致水位测量值相互之间出现较大偏差。
[0043] 进一步地，判断破口在安全壳外的方法为：欠热度减小；稳压器水位下降；压力容器水位可能下降；反应堆厂房内的参数(压力、温度、剂量率和地坑水位)或二回路系统的参数没有变化；可能受影响位置(如燃料厂房或核辅助厂房)的地坑水位的增加和剂量率的增加，也可以确认反应堆厂房外的破裂。
[0044] 进一步地，判断破口在蒸汽发生器传热管上的方法为：蒸汽发生器蒸汽管线上的活度增加；反应堆厂房隔离阶段2以前蒸汽发生器排污系统上的活性增加；凝汽器真空系统活性增加。
[0045] 进一步地，在本发明的一个实施例中，如果安全壳是完整的，则是自然泄漏。如果泄漏途径从反应堆厂房直接泄漏到环境，则为不可收集泄漏，如反应堆厂房贯穿件(贯穿件隔间)隔离失效；或在切换到再循环模式反应堆乏燃料水池冷却和处理隔离部件失效引起放射性物质通过水箱排气管道释放；或在蒸汽发生器传热管破裂情况下蒸汽发生器阀门故障或可能的蒸汽管道破裂。如果是通风和过滤系统处理后的反应堆厂房内和反应堆周围厂房之间的泄漏，则为可收集泄漏，如反应堆厂房一个贯穿件隔离失效；或和一回路系统相连的一个回路上出现破口。
[0046] 进一步地，反应堆厂房密封性的评估和泄漏路径的确定建立在：反应堆厂房隔离系统第1阶段和第2阶段隔离信号对反应堆厂房贯穿件隔离状况的详细分析；考虑通风机运行工况下对有关系统的活性测量值的分析；对“敏感贯穿件”的系统性监测；利用厂区放射性监测系统和环境测量得到测量值与有关设备提供的监测数据。
[0047] 进一步地，在本发明的一个实施例中，利用在线探头及热工水力参数判断方法，对第一环、第二环和第三环采用动态的动画效果实时展示核事故发生的程度及放射性迁移过程。
[0048] 其中，第四环为反应堆厂房周边500米，通过人工测量的形式，在反应堆厂房周边500监控其放射性，以测量数据来推导第三环的可靠性及放射性迁移的程度。第五环为反应堆厂房周边500米至5公里，通过采用固定r探头、事故后果分析系统和在线监测车辆巡逻的形式来补充第四环人工监测的不足。第六环为反应堆厂房周边5公里至10公里，采用固定r探头的方式及事故后果分析系统分析辐射扩散过程，通过第五环和第六环的固定r探头也可以反推第三环及第四环的放射性迁移程度。第七环为反应堆厂房周边10公里之外，采用事故后果分析系统分析辐射扩散过程，属于纯预测内容。
[0049] 本发明实施例通过七环互相验证的方法，可以更准确的判断核事故的前三环的状态及放射性迁移过程。
[0050] 以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
