预防严重事故的第一步是确保核安全。定异常情况并及时控制它们是预防严重事故的第一步。们能预测事故的演变并采取快速有效的措施使反应堆安全吗？控制国家的重要一步。文首先着重研究核安全的三大障碍，然后分析和研究与事故情况下冷藏机组核安全有关的3D / 3P方法。
方法提供诊断和预测方法，允许技术和操作人员正确判断核安全状态。个障碍：诊断和预测方法，分析研究和实际应用中图分类号：TM31文件编号：A产品号：2095-2457（2018）35-0023-005DOI：10.19694 / j.cnki.issn2095-2457.2018 。35.011前言核电厂系统或设备部件故障或准确后，如果处理及时正确，如果处理不合适或不正确，处理将是危险的，可以扩大异常，甚至可以损坏燃料元件，甚至可以熔化中心部分。环境中发布的事故。作员快速响应冷藏单元瞬态的能力取决于对其状况的合理判断。果发生事故和多次故障，由于所使用程序的限制，有必要将操作和技术人员整合在一起。断和预测参数以尽快消除安全威胁，将存储单元置于安全和受控状态。文首先关注核安全，以M310制冷机组为例，然后分析3D / 3P方法（3：三个障碍，D：诊断，P：预测）提供的操作中央和技术人员要正确判断核安全状况。断和预测方法。屏障诊断预测方法（3D / 3P）三个障碍在核电站设计中，放射性产物与环境之间存在三个物理屏障：第一个由燃料棒涂层和基质组成。料。反应堆冷却剂压力限制组成，第三个屏障包括反应堆建筑物，隔离核蒸汽供应系统和环境的延伸部分。是基于深度防御原则，以确保核电厂的核安全。3D / 3P方法简介诊断和预测三个障碍，包括诊断和预测。断过程主要基于根据以下方法测量各种特定参数：首先，使用从意外冷藏单元获得的数据和监测来评估燃料元件和三个屏障环境（燃料包壳，初级回路限制），安全状态和放射性泄漏路径：确定初级回路的亚临界水容量，初级回路的余热排出和安全功能的状态包含，然后列出启用安全性的设备和系统。测过程包括以下内容：操作员执行程序所采取的措施，具有安全功能的系统的可用性，以及使用各种卡或微型计算机程序估算主回路和遏制趋势的技术人员。期的结果是在一定时间后评估燃料元件和三个屏障的状态，以及放射性材料的泄漏路径，其可用于估计放射性释放的量。（源词）在接下来的二十四小时内。第一屏障相关的安全功能的燃料冷却系统被三个屏障的安全功能破坏。了避免在堆芯中产生过多的能量，反应堆堆芯必须保持在临界或亚临界条件下，并且要保证的功能之一是“亚临界”功能。了确保燃料的连续冷却，必须通过水作为系统中的冷却剂将芯的能量传递到蒸汽发生器或散热系统的热交换器。级电路。
保燃料完整性的另一个功能是“单回路系统”。量“。与第二屏障相关的安全功能为了保证第二屏障的完整性，必须确保”从反应堆冷却系统中除去热量“的功能。M310主冷库单元主泵轴密封也可能损坏第二道屏障与第三道屏障相关的“安全壳”安全功能包括确保所有操作条件实际上，这种安全功能可以分解为几个不同的功能：安全功能“工厂隔离系统的效率”，从反应堆建筑物的安全功能中提取热量，安全功能“植物大气的组成”，3D / 3P方法该研究分析了测定第一道屏障。据实际经验，冷凝器价格以下参数用于快速确定心脏的状态，也就是说确定是否有任何损坏的燃料:)达到的最高温度核心输出是核心输出达到的最高温度值（TRICmax）可以定性地确定燃料损坏的状态。估中使用的阈值如下图所示，其中700°C和1100°C分别用于表示护套破裂和芯部熔化的温度。1以核心温度为特征的心脏损伤核心温度范围的上限TRIC（宽范围）为1200°C高于此值，测量无效。外，应该注意，连续TRIC数据可用于获得确定的结论（连续获得的两个数据之间可能存在的温度峰值）。似地，如果TRIC测量超过上面指定的阈值之一，则另一个可用参数趋势（例如植物剂量率或堆叠活动）以确认可能的心脏损伤。量主回路系统和反应堆建筑的剂量率主回路系统的放射性水平的测量可以通过核采样系统的回路进行，但是在发生事故时，采样系统的一部分核反应堆在反应堆厂的隔离阶段，在反应堆建筑物中分离。离阶段B的另一部分也是隔离的。此，在检查内核是否损坏后，无法应用测量。
一个测量参数，即反应堆建造剂量率，可以被认为是可以保存最长可用时间的测量参数。
果反应堆建筑物中的测量剂量率保持低于0.02Gy / h（2rad / h），则核心被认为是完整的。物剂量率的增加表明燃料开始破裂。过将最大剂量率与估计的事故概况（对100％鞘的损伤，100％核心融合）进行比较，可以获得对心脏损伤率的估计。
图是用于确定内核状态的曲线。2.围护结构的内部封闭率所特征的核心损坏烟囱活动的测量烟囱测量的活动虽然较慢，但也可用于确认燃料的状况。先，有必要检查烟囱中是否有气流，其次，必须将烟囱中记录的活动变化的最大值与特征事故曲线进行比较（100％损坏）在护套处，100％心脏融化）。定第二道屏障）通过分析设备参数之间的关系，识别这些断点可以利用以下现象（或参数）并识别反应堆建筑物中发生的主回路中断：初级回路压力降低，欠热（ΔT饱和度）降低，调节器水位降低，反应堆容器中的水位降低，建筑物内的压力和温度降低反应堆增加，反应堆建筑物坑中的高水位信号似乎降低了加油箱中的水位;反应堆建筑物中的剂量率随着燃料造成的损害而增加。际上很难确定泄漏的位置，但建议使用以下判断方法：打破调节器：如果调节器的冗余水位计不一致，然后考虑监管机构暂停的可能性。切口密封在压力容器上：该位置是由反应器的压力容器的水位指示的位置。发生破裂时，在测量的反应器水位中存在显着的峰值。
应堆的压力容器。力容器下的头部破裂：当发生这种破裂时，由于存在蒸汽，可能在反应堆建筑物的底部触发火警。外，控制室屏幕上出现的一些警报还可以确认压力容器下部的一些管线的支撑是否存在断裂。次/二次破裂：主要特征是：在反应堆自动关闭之前在蒸汽发生器蒸汽管线上测量的活度，发电机污水系统上活动的测量值。汽增加，活动增加20倍以上。生泄漏并且从冷凝器中提取未冷凝蒸汽的管线上的活动的测量增加，并且测量值必须大于事故发生之前的初始活动的100倍。SGTR被认为已经发生。SGTR事故还具有以下特征：蒸汽发生器的压力相应地增加，蒸汽发生器的水位增加并且主回路的压力减小。三道屏障的确定反应堆建筑物密封能力的评估和泄漏路径的确定基于：详细分析反应堆建筑物的绝缘层绝缘层和A相信号B厂的保温系统;测量和分析有关系统的放射性;）“敏感穿透元件”的系统监测：这些穿透元件是向外开放的穿透元件（发电厂和设备大厅的气闸）并含有放射性流体渗透（RIS，EAS再循环渗透等）。EDF冷库运营中获得的经验表明，反应堆建筑的燃气阀可能发生泄漏故障。此，应特别注意监测这些穿透。析安装的放射性监测系统的测量值和环境测量以及有关设备提供的监测数据（例如事故SGTR SLB，安装烟囱的活动）核辅助）。
全功能及其相关系统的分析和确定）与第一屏障和相关系统相关的安全功能“亚临界”安全功能有两种方法可以使内核保持亚临界状态：控制条是插入;该系统添加了硼。了评估次临界函数的状态，应考虑以下参数：控制棒的位置，中间范围通道提供的中子通量的测量，测量值（或初级电路的硼浓度的估计值）。级回路泵的操作确保了初级回路中硼浓度的均匀性。一方面，如果主回路中没有强制循环，则可能形成大量清水，这是无法识别的，并且在交通堵塞的情况下，评估员必须特别警惕。个循环（例如，清空SG）。证足够的负反应性裕度的系统如下：控制棒系统，所有将含硼水注入主回路的系统：RIS系统（中压注入罐） ），REA-RCV系统（硼进料）系统和化学系统）;反稀释锁定装置。
果我们担心RIS-REA-RCV系统的可用性，我们必须检查硼浓度和预期注入通道中的可用水储存量。“水量”安全功能通过检查调节器的水位，反应堆压力容器的水位和冷却系统的欠热来确定安全功能的状态。应堆（ΔT饱和度）。图详细说明了根据电压调节器和所获得的水位判断“水负荷”功能的标准：图3调节器水芯状态和过热图4水位加压水箱水我们感兴趣的是与中央状况相关的系统和以过热为特征的“水量”安全功能以及与注入主回路的管道和泵送装置相连的系统。
解水的储存可以决定供水。“可持续天气安全功能”的数量。来需要评估注水系统的可用性，可用性评估主要基于对这些系统使用的预测，特别是来自反应堆保护命令或操作程序可以根据注入的流量评估储存的水排出的时间（特别是加油罐）。必要评估电源和气源的未来可用性。估反应堆建筑物的能量排空是不可能的，特别是在水温的情况下。坑内无法控制，有必要评估由于运输引起的水温升高。入工厂已经失去了剩余的剩余时间。一些通风系统中，还需要估计泵在非通风区域中关闭之前剩余的时间。第二屏障及其相关系统相关的安全功能与该功能相关联：蒸汽发生器，用于主回路的安全注入系统和用于调节器的排放控制系统。预测阶段，冷凝器价格应在将来评估反应堆冷却系统中散热系统的可用性。需要根据当前的事故情况和可能的减灾设施的研究（例如水箱）来评估水箱（蒸汽发生器，ASG水箱或PTR等）。为切换到主回路排放配置 – 调节器的压力释放线。空前的时间。第三道屏障及其相关系统相关的安全功能“工厂隔热系统的效率”安全功能的状态通过检查以下内容来确定：反应堆入口阀的位置，操作隔离阀的电源可用性;反应堆气体设备的门和门是否关闭;垃圾的可用容量;在SGTR的情况下，所涉及的蒸汽发生器的压力和反应器装置的参数用于检测二次回路（SLB）可能的破裂或阀门的打开;无源氢络合物系统可以控制反应堆建筑物的氢组成并降低氢燃烧的风险。3D / 3P方法的实际应用我们设计了一种有针对性的形式：填写3D / 3P表格时，您必须评估每个屏障的状态。实上，3D / 3P方法也是诊断冷藏单元状况的系统方法，可用于检测尚未确认的任何新事件。旦确定了屏障状态，评估者就会关注相关的安全功能和控制它们的系统。个诊断过程实际上是评估冷藏单元的可测量参数的变化的结论。制冷单元诊断完成后，评估员将查看系统的未来可用性，以确定安全功能的未来状态，并最终确定屏障的状态。
3D / 3P表格的填写过程必须是参与者之间的讨论过程，每个成员必须填写有关他/她的表格的一部分。每个成员传达信息的能力可以为每个专业人员提供信息，特别是那些之前已经评估过的经常性事件的人，并就获得的资格一起做出决策。下是诊断和预测方法的表格模型。一道屏障状态的描述□对护套没有损坏; □损坏护套; □核融合。“对护套没有损坏”的条件意味着核心是完整的。旦发现壳体受损，它就属于“破裂”状态。旦大多数挥发性裂变产物从燃料中逃逸出来，它们就被认为是“核心熔化”。二屏障状态的描述状况良好; □有疑问; □第一个循环中断。发生水损失的主要事故的情况下，评估员必须确定泄漏的位置是否为以下之一：□反应堆建筑物内的破裂□调节器中的一个或多个减压管线是自发开放还是不开放; □反应堆建筑物外部的回路破裂□蒸汽发生器传热管（SGTR）破裂（一次/二次破裂）。三屏障状态描述□正常泄漏; □可恢复的泄漏; □不可恢复的泄漏; “非关键”安全功能的描述。□大，如果负反应性边际足够大，□如果负反应性边际刚好足以补偿冷却和可能的稀释，则更低，□怀疑是否无法评估反应性的心脏。“水量”安全功能说明□符合：水容量足以淹没心脏; □降容：冷却回路泄漏，但仍然可以淹没核心; □外露芯：冷却剂损失导致裸芯; □可疑：没有评估方法或信息。“在反应堆冷却回路中除热”的安全功能说明□足够; □不足; □可控; □无法控制，□可疑。为示例，考虑循环中的小电路的情况。先，使用涡轮机旁路系统允许控制主回路系统冷却和减压。安全功能被认为是“完整且可控制的”。后，如果达到吸收条件并且不满足RRA连接标准并且蒸汽空气疏水阀完全打开，则冷却系统以其自己的速度和操作员操作从主控制室不再需要保持冷却速度的手段。此，安全功能的操作条件是“完整但不可控制的”。后，一旦RRA投入使用，操作员就可以影响冷却速率，此时“从反应堆冷却系统中排出的热量”变为“充分且可控制”的状态。可以调用大电路中断的示例：此时，安全功能将是“完整但不可控制的”，并且冷却主要由违规控制。“安全壳”的功能在安全功能“安全壳”的描述和与第三屏障相关的安全功能中描述。功能具有以下操作条件：安全：安全壳泄漏率在正常泄漏率范围内;遏制功能：意味着遏制遏制，怀疑：没有办法评估。
论在事故情况下采用三屏障（3D / 3P）诊断和预测方法。准化图表用于列出亚临界项目，水量，余热排出，遏制和其他方面，以便针对整个诊断过程。标很明确，想法很明确：这种方法已被用户确认，值得推广。
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