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Abstract

本发明涉及一种核反应堆主系统排气方法，包括以下步骤：在未装入核燃料的状态下向核反应堆主系统注水，至主系统的水位位于主回路管道的上、下平面之间，使主系统的蒸汽发生器、稳压器和压力容器上部保持气连通；关闭稳压器人孔，在压力容器上部盖上带有气密封的假顶盖；由稳压器和假顶盖的顶部对主系统抽真空；向主系统注水，至主系统的水位高于主系统的主回路管道的上平面；卸去假顶盖，装入核燃料；压力容器盖上顶盖，并向主系统中注水。本发明的核反应堆主系统排气方法，在未装入核燃料的状态进行排气，消除了排气过程的安全隐患，而且排气过程中不需要反复的将主系统升压和降压，也不需要反复启动主泵，缩短了排气的时间，降低了排气成本。

Description

一种核反应堆主系统排气方法
技术领域
本发明涉及核反应堆，更具体地说，涉及一种压水核反应堆主系统排气方法。
背景技术
压水核反应堆具有一主系统，也称之为一回路，用于冷却核反应堆堆芯的冷却水在主系统中环流。高压和高温的冷却水将核反应堆堆芯产生的热量带走并在蒸汽发生器中将热量传递给二回路中的水，由此在二回路中产生蒸汽发电。核反应堆的主系统包括：在核反应堆运行期间充满压水的核反应堆压力容器；和至少两个并且一般为三个或四个的环路，每个环路上设置有一蒸汽发生器以及一主泵，主泵保证冷却水在核反应堆压力容器与蒸汽发生器之间环流。主系统每个环路具有大直径的主回路管道，一第一管道使蒸汽发生器的一次侧与压力容器相连接，一第二管道使主泵的排出部分与压力容器相连接，一第三管道使蒸汽发生器的一次侧与主泵吸入部分相连接。来自压力容器的加热后的冷却水通过被称为热段的第一管道，到达蒸汽发生器的一次侧的一入口腔中，在蒸汽发生器的一次侧中环流后的冷却水经过一连接蒸汽发生器一次侧和主泵吸入部分的第三管道后，由被称为冷段的第二管道送回压力容器中。
蒸汽发生器的一次侧具有一管束，该管束有两个高大的基本数值的支路，这两个支路与蒸汽发生器一次侧的入口腔和出口腔连接，该管束为倒U形，U形的弯曲部为核反应堆主系统的一第二高点。
核反应堆压力容器整体为柱形，其上端具有一进入口，设置有连接法兰，在核反应堆运行期间，该进入口被一通常为隆起的顶盖密封，顶盖的内侧的凹陷处为主系统的其中一高点。
核反应堆的主系统一般还包括一稳压器，该稳压器通过一波动管线与主系统的其中一环路的热段即第一管道连接，以保证保持主回路冷却水的压力和温度。稳压器一般为大高度的竖直柱形体，其上部为核反应堆主系统的最高点，与一排气管相连，以便排出主系统中的气体。
在进行核反应堆主系统充水时，比如初次启动、大修或者反应堆停运后重新启动-停运期间进行了主系统的排空，重新启动核反应堆前需要完全排出主系统中存在的气体。如果主系统中存在气体，这些气体在反应堆运行期间被会冷却水带动，造成冷却水与堆芯的燃料组件之间以及冷却水与蒸汽发生器管道之间的热交换效率变得差很多，这表现为热效率和与堆芯冷却效率有关的安全性方面运行变差。另外，当主系统冷却水在核反应堆重新启动时含有气体，会导致冷去水在主系统中的流动存在不稳定的危险，并且气体特别是气体中的氧在高温下可能导致主系统的腐蚀。因此在核反应堆运行之前需要将主系统中气体排出。
主系统排气的困难在于，在向主系统注水时，蒸汽发生器的上部存在的气体很难被排出，排出主系统中的气体需要长时间的复杂作业，这些作业延长了反应推在停运期后重新投入运营所需要的时间。
在一项中国专利申请(申请号：CN200480031035.6)中提到一种较为便捷的排气方法，根据该方法，充注时，按照主回路管道的中间平面固定主系统那环路中的管道的水位，并且时一真空泵与稳压器排气管连接向外抽真空，在主系统中实现一足够的真空能级后，保证真空的状态下用水完全充满所述环路。该方法的优点在于排气时间短，但是也存在一些安全隐患，排空期间由于核反应堆堆芯中有核燃料，会产生大量的余热，为避免堆芯熔化，核反应堆停运时的冷却系统(RRA系统)必需运行以带走余热，但是抽真空时需要把主回路压力降低到低于0.3bar，由此会大大降低RRA系统泵的净正吸入压头，从而可能导致RRA系统泵的损坏，进而造成RRA系统不可用；另外，由于主回路处于真空状态，RRA系统运行时其调节阀后面可能会产生气蚀，也可能造成RRA系统不可用，这是抽真空排气方法的不安全因素所在。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的核反应堆主系统排气方法上述存在安全性的缺陷，提供一种安全快捷的核反堆主系统排气方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核反堆主系统排气方法，包括如下步骤：
S1在未装入核燃料的状态下向核反应堆主系统注水，至主系统的水位位于主回路管道的上下平面之间，使主系统的蒸汽发生器、稳压器和压力容器上部保持气连通；
S2关闭稳压器人孔，在压力容器上部盖上带有气密封的假顶盖；
S3由稳压器和假顶盖的顶部对主系统抽真空；
S4向主系统注水，至主系统的水位高于主系统的主回路管道的上平面；
S5卸去假顶盖，装入核燃料；
S6压力容器盖上顶盖，并向主系统中注水。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S1中主系统的水位位于主回路管道的中间平面。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S4中主系统的水位位于压力容器法兰面。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S3中对主系统抽真空至主系统压强低于0.3bar。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S4中向主系统注水时，继续抽真空使主系统保持真空态。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S4中向主系统注水过程中，主系统的压强低于0.3bar。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，步骤S2中所述假顶盖为与压力容器开口适配的具有气密封的盖体，其上设置有排气管。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，主系统的主泵加装轴封泄漏旁通装置。
在本发明所述的核反应堆主系统排气方法中，主系统的水位测量仪表在真空条件下保持隔离。
实施本发明的核反应堆主系统排气方法，具有以下有益效果：本发明的核反应堆主系统排气方法，在未装入核燃料的状态进行排气，消除了排气过程的安全隐患，而且排气过程中不需要反复的将主系统升压和降压，也不需要反复启动主泵，缩短了排气的时间，降低了主系统排气成本，进一步缩短反应推在停运期后重新投入运营所需要的时间。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是核反应堆主系统的结构示意图。
具体实施方式
如图1所示，为一个压水核反应堆主系统的一个环路的示意图，包括压力容器100，其设置在换料水池500的下方，核反应堆的堆芯130设置在压力容器100内，压力容器100在运行期间充满高温和高压的冷却水。压力容器100整体为柱形，上端具有一进入口，设置有连接法兰110，运行期间，该入口被一通常为隆起的顶盖120密封。该环路还包括主泵200、蒸汽发生器300、稳压器400以及将上述装置和压力容器100连通构成一个环路的具有大直径的主回路管道600。主回路管道600的内壁的最上沿所在水平面为主回路管道的上平面610，主回路管道600的中间位置所在水平面为主回路管道的中间平面620，主回路管道600的内壁的最下沿所在水平间为主回路管道的下平面630。
蒸发器300具有倒U形的管束310，其内在主系统充水的过程中会残留大量的空气，主系统的排气主要在于将倒U形管束310中的气体排空。现有的核反应堆主系统排气方法都是在核燃料装入堆芯后进行的，为避免堆芯熔化，核反应堆停运时的冷却系统(RRA系统)必须运行以带走余热，这就给排气带来干扰和造成不稳定的因素，本发明的核反应堆主系统排气方法的巧妙之处在于，先对核反应堆主系统进行排气，然后再装入核燃料，排气过程中无需运行RRA系统，整个过程无安全隐患，下面结合图1所示的环路来详细介绍本发明的核反应堆主系统排气方法是如何实现的。
在未装入核燃料之前向主系统注水，至环路中的液面位于主回路管道的上平面610和下平面630之间，优选液面位于中间平面620的位置，此时主系统的蒸发器300、稳压器400和压力容器100的上部保持气连通，所谓气连通是指由于主回路管道600没有完全充水，蒸发器300、稳压器400和压力容器100内的气体处于连通状态。
然后关闭稳压器400的人孔，所谓人孔是检修时用于检修工人进入检修的通道，压力容器100盖上带有气密封的假顶盖，将主系统隔离起来。假顶盖是核反应堆维修时用于替代压力容器顶盖的椭球形盖体，防止维修过程中杂物进入压力容器100并保证其密封性，其底面直径与顶盖120一致。与顶盖120相比，假顶盖的装卸都非常方便快捷。在本发明中由于要在压力容器100顶部抽真空，所以假顶盖上设置有排气管。
密闭主系统后，由稳压器400和假顶盖的顶部向外抽真空，所要达到的真空的程度可以根据主系统允许残留气体的最大值估算，例如主系统的参与气体要求低于21Nm3，即标准状态下的气体体积小于21m3，那么可以根据主系统未被水充注的体积计算真空达到何值时，残余气体的体积折合标准状态的21m3。在本实施例中抽真空至系统压强低于0.3bar，然后向主系统注水，注水过程中，保持系统压强低于0.3bar，即充水过程中继续保持抽真空，当系统水位高于主管道的上平面610时停止注水，优选水位到达压力容器100的法兰面110时，停止注水。此时可以打开假顶盖，主管道600完全充水，由于虹吸效应，蒸发器300倒U形管束310上部继续保持真空，然后由压力容器100的入口装入核燃料，装料完成后盖上顶盖120，向主系统注水至系统充满。
在抽真空过程中，对个别不适应真空条件运行的设备加装临时性保护装置，主泵200的轴封只能承受正压差，即上游的压力要大于下游的压力，抽真空时不满足这一条件，为了防止主泵200的轴封损坏，主泵200加装轴封泄漏旁通装置，即安装一条小管道直接连接轴封上下游，使压差为0；此外，差压式水位测量仪表由于其密封管内存在油脂，在真空条件下，溶解在油脂中的气体释放出来积攒在分离器的上部，导致分离器隔膜变形，出现测量误差，因此在抽真空时，关闭其上下游阀门，使其保持隔离。
本发明的核反应堆主系统排气方法，在未装入核燃料的状态进行排气，消除了排气过程的安全隐患，而且排气过程中不需要反复的将主系统升压和降压，也不需要反复启动主泵，缩短了排气的时间，降低了排气成本，进一步缩短反应推在停运期后重新投入运营所需要的时间。
上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (8)

1.一种核反应堆主系统排气方法，用于所述主系统的完全充水，其特征在于，包括如下步骤：
S1在未装入核燃料的状态下向核反应堆主系统注水，至主系统的水位位于主回路管道的上、下平面之间，使主系统的蒸汽发生器、稳压器和压力容器上部保持气连通；
S2关闭稳压器人孔，在压力容器上部盖上带有气密封的假顶盖；
S3由稳压器和假顶盖的顶部对主系统抽真空；
S4向主系统注水，至主系统的水位高于主系统的主回路管道的上平面；
S5卸去假顶盖，装入核燃料；
S6压力容器盖上顶盖，并向主系统中注水；
步骤S4中向主系统注水时，继续抽真空使主系统保持真空态。
2.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S1中主系统的水位位于主回路管道的中间平面。
3.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S4中主系统的水位位于压力容器法兰面。
4.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S3中对主系统抽真空至主系统压强低于0.3bar。
5.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S4中向主系统注水过程中，主系统的压强低于0.3bar。
6.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S2中所述假顶盖为与压力容器开口适配的具有气密封的盖体，其上设置有排气管。
7.根据权利要求1至6任一项所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，主系统的主泵加装轴封泄漏旁通装置。
8.根据权利要求1所述的核反应堆主系统排气方法，其特征在于，步骤S3和S4中主系统的水位测量仪表在真空条件下保持隔离。
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