CN101777392B - 一种超临界co2核电站事故缓冲脱除装置 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了属于核电站安全设备与技术领域的一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除的装置。该缓解装置包括安装在安全壳1内的串联结构或分支结构；利用超临界CO2具有的对气体极强的溶解能力、对有机物较强的吸收能力，而对无机物的难溶特性，起到对压力的减缓，并且有较强的颗粒物脱除能力，改变核电站严重事故所产生的压力值和脱除细微颗粒，实现在安全壳内形成中间防护功能；在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能，达到保护公众和环境的目的，该系统为非能动方式运行，安全、可靠性好，实施方便，控制简单。

Description

一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置
技术领域
本发明属于核电站安全与机械设备技术领域，特别涉及一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除器。具体说，是在核电站发生设计基准事故时，利用超临界CO2具有的对气体极强的溶解能力，利用对有机物较强的吸收能力和对无机物的难溶能力，起到对压力的减缓，并且有较强的颗粒物脱除能力，可以实现抑制反应堆事故所造成的影响，使事故得到缓解，降低事故危害，达到保护公众和环境的目的。
背景技术
在核电站中，在发生设计基准事故特别是在严重事故时，系统由于升温会导致压力的升高，在稳压器无法调节和承受不住时，其卸压阀或安全阀将会打开，流体一般将会进入一个装有爆破阀的容器，在一定的压力下，该容器的爆破阀将破裂，流体就会进入安全壳内部。以上就是核电站所采用的压力缓冲装置的一般描述。考虑到核电站在发生严重事故时颗粒物的释放，一些核电站在安全壳上装有泄压过滤系统。事故后安全壳泄压过滤系统又被称为U5系统。当发生严重事故(堆芯熔化事故)后，通过手动开启该系统主动泄压以降低安全壳内大气的压力，使其不超过安全壳的承载限值，从而确保安全壳的完整性，同时安装在泄压管线上的过滤净化装置，能够滞留大部分的放射性产物，减少向环境的放射性释放。《核安全导则核动力厂反应堆安全壳系统的设计》(征求意见稿)HAD 102中指出：“针对具有排气系统的安全壳系统设计，应对排气实施过滤以控制放射性物质向环境的释放。典型的过滤系统包括砂堆过滤器、多级文丘利净化器系统、高效微粒空气过滤器、活性炭过滤器或它们的组合。如果已采用水池作为空气净化的措施，则高效微粒空气过滤器、砂堆过滤器或活性炭过滤器可能不是必要的”。
本技术装置设置在稳压器和装有爆破阀的泄压器之间，这个新增的中间环节能有效减缓和控制压力的变化、溶解气体、沉积有机物和无机物，有效分离乃至脱除放射性物质。是一种利用超临界CO2的特性缓解事故的装置。
发明内容
本发明的目的是针对现有技术的不足提出一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于，该超临界CO2核电站事故缓冲脱除器是一种缓解核电站严重事故后压力变化和溶解、吸收所产生细微颗粒的装置。利用超临界CO2的特性吸收气体，改变压力，并对气溶胶和有机碘进行过滤的装置。在CO2的温度和压力分别达到临界点31.1℃和7.28MPa条件下，由于流体液体与气体分界消失，成为一种即使提高压力也不液化的非凝聚性气体。超临界流体的物性兼具液体性质与气体性质。它基本上仍是一种气态，但又不同于一般气体，是一种稠密的气态，其密度比一般气体要大两个数量级，与液体相近。它的粘度比液体小，但扩散速度比液体快两个数量级，所以有较好的流动性和传递性能。它的介电常数随压力而急剧变化(如介电常数增大有利于溶解一些极性大的物质)。另外，超临界二氧化碳对有机物有着较强的溶解能力，所以可以除去有机碘。并且超临界二氧化碳对气体有很强的互相溶解能力，可以对堆内起到减压作用。该装置在严重事故发生时可迅速启动，性能可靠。并且可以在有一定压力条件下有效地使用，对抑制或减缓冷却剂丧失事故的危害有明显效果。可较容易进行市场化推广应用，应是发展先进反应堆的重要技术之一。
本发明公开了属于核电站安全设备与技术领域的一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除的装置。由于核电站严重事故所带来的压力变化并产生的细微颗粒，可采用一种利用超临界二氧化碳介质组成的装置的特性来实现对核电站安全壳加强保障，来改变核电站严重事故所产生的压力值和脱除细微颗粒，实现在安全壳内形成中间防护功能；在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能。该系统为非能动运转系统具有安全、可靠性好，实施方便，控制简单的特点。
附图说明
图1是超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置的串联结构示意图。
图2是超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置的分支结构示意图。
具体实施方式
本发明提出一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置包括串联结构和分支结构。在图1所示的超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置的串联结构示意图中，在蒸汽发生器3和压力容器2的联通管路上连接稳压器4，稳压器4通过安全阀5、逆止阀11和超临界CO2的容器8连接；超临界CO2的容器8还分别通过安全阀5和沉积物收集箱12、卸压箱管路13、卸压箱15、稳/增压系统10连接；电加热器9通过引流管7和装有超临界CO2的容器8连接；两个第一爆破阀16分别安装在卸压箱15上，第二爆破阀17安装在超临界CO2的容器8上。从超临界CO2的容器8上引出的气体排放管路13和液体疏排管路14也分别与卸压箱15相连；缓释装置的旁路管道18两端分别通过气动阀6连接在安全阀5与逆止阀11之间的管道上和液体疏排管路14上；液体疏排管路14两端分别通过安全阀5和超临界CO2的容器8、卸压箱15连接。就串联结构而言，其设计方式使本装置与反应堆、稳压器和卸压箱等形成一个整体，整个系统结构紧凑，并且通过一定的控制、操作，新建核电站所采用。在图1所示的串联结构中，考虑到该缓释装置可能失效，因而安装了旁路管道18，可以将事故时产生的气体及细微颗粒物直接排放到卸压箱15。
图2所示的是超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置的分支结构示意图。该分支结构与图1所示的串联结构的不同之处是去掉了缓释装置的旁路管道18和任意一端的一个气动阀6；另一个气动阀6直接连接到卸压箱15上，去掉了液体疏排管路14左端气动阀；液体疏排管路14左端和卸压箱15连接，其余部分相同。该分支结构的缓释装置作为稳压器至卸压箱主通道的一个并联分支，具有很大的灵活性。可以利用气体排放的卸压箱管路13、液体排放管路14上的阀门以及逆止阀11的开关，实现与稳压器至卸压箱之间主通道的相互并联或断开的快速切换。另外也可以利用该种结构在管路布置上的特点和优势。在发生较为严重的事故时，允许从反应堆来的气体及颗粒物同时通过利用气动阀调节流量的主通道和安装了该缓释装置的分支，最大程度地加快缓解事故，减轻事故后果。可应用于现有第二代压水堆核电站。在不影响原有系统完整性的基础上，该种结构的安装和改装投资成本较低。并且相比于串联结构，便于将其从整个系统中切除以单独进行检验和维修。因此，灵活性非常大，这也是该种结构的最大优点之一。
上述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置是核电站的核心设备，在超临界CO2的容器8内装有超临界CO2流体约占容器内容积的1/2至2/3。超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置的工作流程是：当发生严重事故时，事故产生的气体和细微颗粒物通过引流管7进入装有超临界CO2的容器8，与超临界CO2流体发生混合、溶解等作用。电加热器9起调节容器内温度的作用，并通过在液面上方的容积中充入氩气(氩气的临界温度为-122.29℃，临界压力为49.0MPa，因而在多数情况下可稳定地保持为气态)来调节容器内的压力。以对事故中溶于超临界CO2的细微颗粒物进行萃取，而后固体颗粒物可以通过管道进入沉积物收集箱12。装有超临界CO2的容器8上安装有将已经过超临界二氧化碳过滤的气体以及多余的水蒸气排放到卸压箱的管路13以及将沉积在容器底部，密度比超临界CO2大的液体疏排至卸压箱15的液体疏排管路14。考虑到安全的重要性，在容器上方安装了第二爆破阀17，以避免压力过高致使容器受到破损。

Claims (5)

1.一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于：所述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置安装在安全壳(1)内，包括串联结构，所述串联结构是在蒸汽发生器(3)和压力容器(2)的联通管路上连接稳压器(4)，稳压器(4)通过第一安全阀、逆止阀(11)和超临界CO2的容器(8)连接，缓释装置的旁路管道(18)两端分别通过第一气动阀和第二气动阀连接在第一安全阀与逆止阀(11)之间的管道上和液体疏排管路(14)上；液体疏排管路(14)两端分别通过第二安全阀、第三安全阀和超临界CO2的容器(8)、卸压箱(15)连接；超临界CO2的容器(8)通过第四安全阀和沉积物收集箱(12)连接，超临界CO2的容器(8)通过第五安全阀和卸压箱管路(13)及卸压箱(15)连接，超临界CO2的容器(8)通过第六安全阀和稳/增压系统(10)连接；电加热器(9)通过引流管(7)和超临界CO2的容器(8)连接；两个第一爆破阀(16)分别安装在卸压箱(15)上，第二爆破阀(17)安装在超临界CO2的容器(8)上。
2.一种超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于：所述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置安装在安全壳(1)内，包括分支结构，所述分支结构是在蒸汽发生器(3)和压力容器(2)的联通管路上连接稳压器(4)，稳压器(4)通过第一安全阀、逆止阀(11)和超临界CO2的容器(8)连接，气动阀(6)的两端分别连接在第一安全阀与逆止阀(11)之间的管道上和卸压箱(15)上；超临界CO2的容器(8)通过第二安全阀及液体疏排管路(14)左端和卸压箱(15)连接，超临界CO2的容器(8)通过第四安全阀和沉积物收集箱(12)连接，超临界CO2的容器(8)通过第五安全阀和卸压箱管路(13)及卸压箱(15)连接，超临界CO2的容器(8)通过第六安全阀和稳/增压系统(10)连接；电加热器(9)通过引流管(7)和超临界CO2的容器(8)连接；两个第一爆破阀(16)分别安装在卸压箱(15)上，第二卸爆破阀(17)安装在超临界CO2的容器(8)上。
3.根据权利要求1或2所述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于，所述超临界CO2的容器内的超临界CO2介质用于吸收各类气体，在严重事故工况下起到减压作用，同时用来吸收事故中排出的有机碘和可吸入颗粒物。
4.根据权利要求1或2所述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于：所述超临界CO2的容器(8)内超临界CO2流体占容器内容积的1/2至2/3。
5.根据权利要求1或2所述超临界CO2核电站事故缓冲脱除装置，其特征在于：所述的稳/增压系统(10)首次应用了充满氩气的增压装置来维持系统压力在CO2的临界值，即临界温度31.1℃，临界压力7.28MPa以上。
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