METHOD FOR CONTROLLING DECONTAMINATION OF HEAVY WATER NUCLEAR POWER PLANT SYSTEM

A flow rate formation method for system decontamination of a heavy-water reactor nuclear power plant is provided. A nuclear power plant includes: a reactor; a first coolant pump disposed on one side of the reactor, a second coolant pump disposed on the other side of the reactor, and first coolant system piping passing through the reactor and connecting the first coolant pump and the second coolant pump; a first shutdown cooling pump disposed on one side of the reactor, and first shutdown cooling system piping branching from the first coolant system piping at a downstream end of the first coolant pump and connected to an upstream end of the first coolant pump through the first shutdown cooling pump; and a second shutdown cooling pump disposed on the other side of the reactor, and second shutdown cooling system piping branching from the first coolant system piping at a downstream end of the second coolant pump and connected to an upstream end of the second coolant pump through the second shutdown cooling pump, wherein the first coolant system piping, the first shutdown cooling system piping, and the second shutdown cooling system piping are decontaminated simultaneously by operating the first coolant pump and the second shutdown cooling pump and stopping the second coolant pump and the first shutdown cooling pump. L'invention concerne un procédé de génération de débit pour la décontamination d'un système de centrale nucléaire à eau lourde. La centrale nucléaire comprend : un réacteur nucléaire ; une première pompe à liquide de refroidissement qui est disposée sur un côté du réacteur nucléaire ; une seconde pompe à liquide de refroidissement qui est disposée sur l'autre côté du réacteur nucléaire ; un premier tuyau de système de liquide de refroidissement qui passe à travers le réacteur et relie la première pompe à liquide de refroidissement et la seconde pompe à liquide de refroidissement ; une première pompe de refroidissement d'arrêt qui est disposée sur un côté du réacteur nucléaire ; un premier tuyau de système de refroidissement d'arrêt qui est ramifié à partir du premier tuyau de système de liquide de refroidissement en aval de la première pompe à liquide de refroidissement et relié au premier tuyau de système de liquide de refroidissement en amont de la première pompe à liquide de refroidissement par l'intermédiaire de la première pompe de refroidissement d'arrêt ; une seconde pompe de refroidissement d'arrêt disposée sur l'autre côté du réacteur nucl