CN101807444A

CN101807444A - 核电站的细颗粒物脱除装置

Info

Publication number: CN101807444A
Application number: CN 201010128657
Authority: CN
Inventors: 周涛; 刘晓壮; 张记刚
Original assignee: North China Electric Power University
Current assignee: North China Electric Power University
Priority date: 2010-03-18
Filing date: 2010-03-18
Publication date: 2010-08-18
Anticipated expiration: 2030-03-18
Also published as: CN101807444B

Abstract

本发明公开了核电站安全保护技术领域中的一种核电站的细颗粒物脱除装置。包括第一阀门、增压装置、超临界水箱、换热装置、减压装置、汽水分离器、喷射泵、第二阀门和第三阀门；其中，第一阀门的一端与安全壳顶部的排气孔相连，另一端与增压装置相连；增压装置与超临界水箱相连；超临界水箱的顶部与第二阀门相连，超临界水箱的底部与第三阀门相连；第二阀门与换热装置相连；换热装置与减压装置相连；减压装置与汽水分离器底部相连；汽水分离器与喷射泵相连，并且汽水分离器的顶部与安全壳底部相连；喷射泵与第三阀门相连；超临界水箱内充满超临界水。本发明有效地控制了放射性物质向环境的排放。

Description

核电站的细颗粒物脱除装置

技术领域

本发明属于核电站安全保护技术领域，尤其涉及一种核电站的细颗粒物脱除装置。

背景技术

在核电厂发生严重事故时，将会产生以PM₁₀(微粒直径在10微米以下)为主体的细微颗粒，其中，对人体有害的放射性物质有惰性气体(主要是氪，氙)、易挥发性元素(主要是碘、铯)、锕系元素(Pu、Cm)、裂变碎片等各种气溶胶。因为产生的PM₁₀具有自身特性及其特殊运动规律，所以加强对PM₁₀粒子在反应堆安全壳内及其附近的运动规律和其上的沉积规律的研究，并设计出新型安全壳内亚微米颗粒脱除系统，对于防止安全壳在严重事故下超压失效，保持安全壳的完整性，使向外排放的放射性剂量维持在安全水平具有重要意义。另外，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中也指出：“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”。

为了脱除反应堆安全壳内减压时向外排放的放射性细微颗粒，国内外提出了一些核电厂有害微粒过滤系统，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。

其中，事故后安全壳泄压过滤系统，被称为U5系统，采用砂堆过滤器。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。目前，法国所有的压水堆核电站都安装了U5系统。

我国岭澳核电站1、2号机组采用的是经过改进的U5系统，在沙床过滤器前增加了前置金属纤维过滤器，U5系统作为ETY安全壳空气监测系统的一个子系统。而秦山二期工程设置了独立的EUF安全壳过滤排气系统，过滤装置采用的是FramatomeANP公司(其前身是德国Siemens公司)的湿式过滤器。

通过分析比较，采用湿式滑压卸压过滤系统，由文丘利水洗过滤器和金属纤维过滤器两级组成，其气溶胶的过滤效率大于99.9％，碘的过滤效率大于99％，有机碘的过滤效率为80％，优于砂堆过滤器。法国U5系统沙床过滤器方案的净化效率低，衰变热去除能力差，存在的问题较多。Framatome ANP的湿式过滤系统方案，气溶胶过滤效率高，有机碘的吸收率也较高，衰变热排除能力强，虽然需设辅助系统，但其总体性能能够满足安全壳卸压过滤系统的功能要求，属于具有优势的方案。

虽然德国Framatome ANP的湿式过滤系统方案是目前具有优势的方案，但引进代价昂贵，系统实现复杂。两种方案都非中国自主知识产权，甚至连比利时都在中国获得了金属纤维过滤器专利保护。因此，设计开发出先进的、具有中国自主知识产权的“安全壳内亚微米颗粒脱除系统”十分紧迫和重要。

发明内容

本发明的目的在于，提供一种核电站的细颗粒物脱除装置，用于对具有排气系统的反应堆安全壳排出的有害细颗粒物进行过滤。

技术方案是，一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述装置包括第一阀门、增压装置、超临界水箱、换热装置、减压装置、汽水分离器、喷射泵、第二阀门和第三阀门；

其中，所述第一阀门的一端与安全壳顶部的排气孔相连，另一端与增压装置相连；

所述增压装置与超临界水箱相连；

所述超临界水箱的顶部与第二阀门相连，超临界水箱的底部与第三阀门相连；

所述第二阀门与换热装置相连；

所述换热装置与减压装置相连；

所述减压装置与汽水分离器底部相连；

所述汽水分离器与喷射泵相连，并且汽水分离器的顶部与安全壳底部相连；

所述喷射泵与第三阀门相连；

所述超临界水箱内充满超临界水；

所述第一阀门在安全壳内的压力超过设定的安全压力值时，自动打开，将反应堆释放的细微颗粒混合物及气体送入增压装置；

所述增压装置对细微颗粒混合物及气体增压，避免其通过第一阀门倒流回安全壳，并在所述细微颗粒混合物及气体的压力大于超临界水箱内的标准压力时，将其推入超临界水箱内；

所述超临界水箱内的超临界水对细微颗粒混合物进行过滤，使细微颗粒物沉积和溶解，而气体则与超临界水混合成气体和超临界水混合物；

所述第二阀门在超临界水箱内的压力大于其标准压力时，自动打开，将气体和超临水混合物送入换热装置；

所述换热装置对气体和超临界水混合物进行散热后，将其送入减压装置；

所述减压装置将气体和超临界水混合物减压，以保证气体的压力低于安全壳内设定的安全压力值；之后将气体和超临界水混合物送入汽水分离器；

所述汽水分离器将气体和超临界水混合物中的气体分离后，将其送回所述安全壳；

所述第三阀门在超临界水箱内的压力低于超临界水箱内的标准压力时，自动打开，同时所述喷射泵将汽水分离器内分离后的超临界水送入超临界水箱内。

所述细微颗粒混合物包括有机碘、铯、钚、锔和气溶胶的裂变碎片。

所述气体包括氙、氪、溴。

所述超临界水箱内的标准压力为23MPa。

所述超临界水的密度在0.08～0.15g/cm³之间，动力粘度在2.74×10^-5～3.190×10^-5kg/(m·s)之间，运动粘度在1.40×10^-7～2.05×10^-7m²/s之间。

本发明的有益效果在于，利用超临界水的特性，对核电站中具有排气系统的安全壳排出的细微颗粒混合物进行过滤，同时将安全壳排出的气体进行回收，从而有效地控制了放射性物质向环境的释放，提高了核电站的安全性。

附图说明

图1是核电站的细颗粒物脱除装置示意图；图中各组成部分具体是：安全壳1，反应堆2，增压装置3，超临界水箱4，换热装置5，减压装置6，汽水分离器7，喷射泵8，第一阀门9，第二阀门10，第三阀门11。

具体实施方式

下面结合附图，对优选实施例作详细说明。应该强调的是，下述说明仅仅是示例性的，而不是为了限制本发明的范围及其应用。

核电站的细颗粒物脱除装置是一种利用超临界水的特性对包括气溶胶和有机碘在内的细颗粒物进行过滤的装置。水在临界点时，密度为0.3g/cm³。在超临界近距离状态下，温度的微小变化将引起超临界水的密度大大减小，当压力为25.4MPa，温度为569℃(主蒸汽)时，水的密度约为0.06g/cm³。当超临界水密度高时，其粘度比标准状态时低，约为1000μPa/s，因此溶质分子容易通过超临界水进行扩散，这也就使其成为非常活泼的反应介质。超临界水具有似液体的密度，又具有似气体的粘度，其扩散能力比液体高100倍，扩散系数与粘度成反比。在超临界状态下，水具有类似于气体的良好流动性。超临界水是一种很好的反应介质，具有独特的理化性质，例如扩散系数高、传质速率高、粘度低、混合性好、介电常数低、与有机物及气体组分完全互溶；对无机物溶解度低，利于固体分离，反应性高、分解力高。由于密度比标准水要低，动力粘度较低，根据Wood公式计算，带来比在标准水中更难溶解的固体细微颗粒湍流沉积效率的增大，而超临界水扩散率的增强就强化了这一过程；根据Franciso J.Romay公式计算，较低的超临界水密度也造成热泳沉积效率有所提高。因此，超临界水总的效应是使不溶解固体细微颗粒的沉积有所增长。另外，在超临界水中对有机物有着较强的溶解力，所以可以除去有机碘。并且超临界水对气体有很强的互相溶解能力，可以对堆内起到减压作用。

实施例

图1是核电站的细颗粒物脱除装置示意图。如图1所示，本发明提供的核电站的细颗粒物脱除装置包括：第一阀门9、增压装置3、超临界水箱4、换热装置5、减压装置6、汽水分离器7、喷射泵8、第二阀门10和第三阀门11。

其中，第一阀门9的一端与安全壳1顶部的排气孔相连，另一端与增压装置3相连；增压装置3与超临界水箱4相连；超临界水箱4的顶部与第二阀门10相连，超临界水箱4的底部与第三阀门11相连；第二阀门10与换热装置5相连；换热装置5与减压装置6相连；减压装置6与汽水分离器7底部相连；汽水分离器7与喷射泵8相连，并且汽水分离器7的顶部与安全壳1底部相连；喷射泵8与第三阀门11相连。超临界水箱4内充满超临界水，在本实施例中，超临界水的密度在0.08～0.15g/cm³之间，动力粘度在2.74×10^-5～3.190×10^-5kg/(m·s)之间，运动粘度在1.40×10^-7～2.05×10^-7m²/s之间。

结合超临界水的特性，本发明提供的核电站的细颗粒物脱除装置工作过程是：在反应堆2发生严重事故时，会释放有害的细微颗粒混合物和气体。其中，有害的细微颗粒混合物可能包括有机碘、铯、钚、锔和气溶胶的裂变碎片；有害气体可能包括氙、氪、溴。随着释放的有害细微颗粒混合物和有害气体的增加，安全壳1内的压力会逐渐增加并超过设定的安全压力值。当安全壳1内的压力超过设定的安全压力值时，第一阀门9自动打开，产生的细微颗粒混合物及气体经由安全壳1顶部进入增压装置3。增压装置3对细微颗粒混合物及气体增压后，使其压力大于超临界水箱4内的压力，将其压入装有超临界水的超临界水箱4。细微颗粒物在超临界水箱4内被沉积和溶解后，固体颗粒物沉积在超临界水箱4底部。由此，在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能。其中第一阀门9为由控制阀门系统控制的阀门，其功能是当安全壳内的压力达到一定值时，开始动作，阀门自动打开，且在增压装置3增压后防止倒流。当超临界水箱4内的压力大于标准压力值时，第二阀门10自动打开，气体和超临界水混合后的混合物经第二阀门10，进入换热装置5。换热装置5的作用在于，对气体和超临界水混合物进行散热，通过减少混合物的能量，降低在后续减压的过程中造成的混合物体积的增长。经散热后的混合物进入减压装置6。减压装置6的作用是，使混合物中的气体压力降低到安全壳内可以承受的安全压力的水平，具体是使气体的压力降低到安全壳1内设定的安全压力值，这样可以使过滤后的气体再流回到安全壳内，达到回收气体的目的。气体和超临界水的混合物减压后，进入汽水分离器7，分离的气体进入安全壳底部，超临界水暂存在汽水分离器7内。当超临界水箱4压力低于标准压力时，第三阀门11打开，汽水分离器内的一部分超临界水由喷射泵8打入超临界水箱4内，对其加压，进而做到超临界水的回收再利用。

本发明利用超临界水的特性，对核电站中具有排气系统的安全壳排出的细微颗粒混合物进行过滤，同时将安全壳排出的气体进行回收，从而有效地控制了放射性物质向环境的释放，提高了核电站的安全性。

以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，可轻易想到的变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护范围应该以权利要求的保护范围为准。

Claims

1.一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述装置包括第一阀门、增压装置、超临界水箱、换热装置、减压装置、汽水分离器、喷射泵、第二阀门和第三阀门；

所述增压装置与超临界水箱相连；

所述第二阀门与换热装置相连；

所述换热装置与减压装置相连；

所述减压装置与汽水分离器底部相连；

所述喷射泵与第三阀门相连；

所述超临界水箱内充满超临界水；

2.根据权利要求1所述的一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述细微颗粒混合物包括有机碘、铯、钚、锔和气溶胶的裂变碎片。

3.根据权利要求1所述的一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述气体包括氙、氪、溴。

4.根据权利要求1所述的一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述超临界水箱内的标准压力为23MPa。

5.根据权利要求1所述的一种核电站的细颗粒物脱除装置，其特征是所述超临界水的密度在0.08～0.15g/cm³之间，动力粘度在2.74×10^-5～3.190×10^-5kg/(m·s)之间，运动粘度在1.40×10^-7～2.05×10^-7m²/s之间。