CN105489256B - 核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法 - Google Patents

核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统，其包括：安全壳；设置于安全壳内的反应堆压力容器、碎片拦截装置、回水管道、侧壁设有溢流口且底部设有pH值调节篮的房间，以及与房间通过溢流口连通的内置换料水池。在严重事故后，本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统利用安全注入系统对反应堆注水冷却形成的水循环流动，以非能动的方式向内置换料水池内的水源添加化学药剂以调节水源的pH值，不需要任何外部电源，也不需要核电站中的安全级蓄电池等设备，结构简单可靠。此外，本发明公开了一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法。

Description

核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法。
背景技术
在具有安全壳内置换料水池的核电站中，当反应堆发生失水事故后，安全注入系统的安注泵从安全壳内置换料水池中取水，通过与反应堆相连的管线将水注入反应堆中，为反应堆提供冷却水源并长期运行以保证反应堆的安全。
安全注入系统执行功能阶段，需要调节安全壳内置换料水池内水源的pH值，以阻止已被捕集到内置换料水池中的放射性碘再次挥发，限制事故后水池中的水对安全壳内设备的腐蚀。
有鉴于此，确有必要提供一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法，以在严重事故后以非能动的方式向安全壳内置换料水池内水源添加化学物以调节水源的pH值。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法，以在严重事故后以非能动的方式向安全壳内置换料水池内水源添加化学物以调节水源的pH值。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统，其包括：
安全壳；
设置于安全壳内的反应堆压力容器、碎片拦截装置、内置换料水池，以及连通碎片拦截装置和内置换料水池的水流通道；
其中，水流通道的最低位置处设有放置有调节pH值的化学药剂的pH值调节篮。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的一种改进，所述水流通道包括连接碎片拦截装置的一条或多条回水管道和设有溢流口的房间，所述pH值调节篮设置在房间的底部。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的一种改进，所述溢流口设置于房间的侧壁上，且溢流口位于pH值调节篮的上方。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的一种改进，所述反应堆压力容器通过安注取水管线、安注泵和安注回水管线与内置换料水池相连。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的一种改进，所述pH值调节篮设置为筛网结构。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法，其包括以下步骤：
1)在安全壳内设置反应堆压力容器、碎片拦截装置、内置换料水池，以及连接碎片拦截装置和内置换料水池的水流通道，其中，水流通道的最低位置处设有放置有调节pH值的化学药剂的pH值调节篮；
2)当反应堆发生失水事故后，从反应堆压力容器中泄露的水通过碎片拦截装置流入水流通道并溶解pH值调节篮中调节pH值的化学药剂；
3)水流通道中的水位升高至一定高度后，流入与水流通道连通的内置换料水池，溶解有调节pH值的化学药剂的溶剂进入内置换料水池；以及
4)安全注入系统的安注泵从内置换料水池中取水，注入反应堆。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法的一种改进，所述水流通道包括连接碎片拦截装置的一条或多条回水管道和设有溢流口的房间，所述pH值调节篮设置在房间的底部。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法的一种改进，水位升高至一定高度后，通过所述房间的侧壁上的溢流口返回内置换料水池，溶解有调节pH值的化学药剂的溶剂进入内置换料水池。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法的一种改进，所述溢流口设置于房间的侧壁上，且溢流口位于pH值调节篮的上方。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法的一种改进，所述反应堆压力容器通过安注取水管线、安注泵和安注回水管线与内置换料水池相连。
作为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法的一种改进，所述pH值调节篮设置为筛网结构。
相对于现有技术，本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法具有以下优点：
在严重事故后，利用安全注入系统对反应堆注水冷却形成的水源循环流动，使水流经特殊设计的流道，以非能动的形式向内置换料水池内水源添加化学物以调节水源的pH值，使其保持碱性，阻止已被捕集到内置换料水池中的放射性碘再次挥发，限制事故后水池中的水对安全壳内设备的腐蚀。不需要任何外部电源，也不需要核电站中的安全级蓄电池等设备，结构简单可靠。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法进行详细说明，其中：
图1为本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1所示，本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统包括：安全壳60；设置于安全壳60内的反应堆压力容器10、碎片拦截装置20、内置换料水池50，以及连通碎片拦截装置20和内置换料水池50的水流通道，其中，水流通道的最低位置处设有pH值调节篮402。
碎片拦截装置20用于过滤反应堆中泄露的水中的碎片、脱落物，确保水流通道的通畅。
在图示实施方式中，水流通道包括一条或多条回水管道30和房间40，回水管道30设置于碎片拦截装置20的下方，用于将经碎片拦截装置20过滤的反应堆中泄露的水导入房间40中。
房间40用于收集经一条或多条回水管道30流入的水，其底部最低位置处设有pH值调节篮402。pH值调节篮402为筛网性结构，其中放置有调节pH值的化学药剂。淹没pH值调节篮402的水可以通过筛网进入pH值调节篮402，并溶解放置于在pH值调节篮402中的调节pH值的化学药剂。房间40的侧壁上设有溢流口404，当房间40中的水位达到预定位置时，会经溢流口404流入内置换料水池50。在图示实施方式中，溢流口404位于pH值调节篮402的上方。
可以理解的是，虽然在本说明书中pH值调节篮402设置在房间40的底部，但是，本领域的技术人员可以理解的是，pH值调节篮402也可以设置在水流通道的其他位置处(例如回水管道30的最低点位置)，只要能保证水流通道中的水能充分浸没和溶解pH值调节篮402中调节pH值的化学药剂即可。
内置换料水池50为安全注入系统提供水源，反应堆通过安注取水管线502、安注泵504和安注回水管线506与内置换料水池50相连，并从内置换料水池50中取水注入反应堆。
以下结合附图详细说明本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统的工作原理：
1)当反应堆发生失水事故后，从反应堆压力容器10中泄露的水通过碎片拦截装置20、回水管道30返回设有pH值调节篮402和溢流口404的房间40；
2)随着设有pH值调节篮402的房间40内的水位逐渐升高，pH值调节篮402逐渐被淹没，水通过筛网进入pH值调节篮402并溶解pH值调节篮402中调节pH值的化学药剂；
3)设有pH值调节篮402的房间40内的水位升高至一定高度后，通过房间40侧壁上的溢流口404返回内置换料水池50，溶解有调节pH值的化学药剂的溶剂进入内置换料水池50；
4)安全注入系统的安注泵504从内置换料水池50中取水，并经安注取水管线502和安注回水管线506注入反应堆。
通过步骤1)至步骤4)的循环，以非能动的方式将内置换料水池50中水源的pH值调节至碱性。
相对于现有技术，本发明核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法具有以下优点：
在严重事故后，利用安全注入系统对反应堆形成的水源循环流动，使水流经特殊设计的流道，以非能动的形式向内置换料水池内水源添加化学物以调节水源的pH值，使其保持碱性，阻止已被捕集到内置换料水池中的放射性碘再次挥发，限制事故后水池中的水对安全壳内设备的应力腐蚀。不需要任何外部电源，也不需要核电站中的安全级蓄电池等设备，结构简单可靠。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (6)

1.一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统，其特征在于，包括：
安全壳；
设置于安全壳内的反应堆压力容器、碎片拦截装置、内置换料水池，以及连通碎片拦截装置和内置换料水池的水流通道；
其中，水流通道的最低位置处设有放置有调节pH值的化学药剂的pH值调节篮；
所述水流通道包括连接碎片拦截装置的一条或多条回水管道和设有溢流口的房间，所述pH值调节篮设置在房间的底部；所述溢流口设置于房间的侧壁上，且溢流口位于pH值调节篮的上方。
2.根据权利要求1所述的核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统，其特征在于，所述反应堆压力容器通过安注取水管线、安注泵和安注回水管线与内置换料水池相连。
3.根据权利要求1所述的核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统，其特征在于，所述pH值调节篮设置为筛网结构。
4.一种核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)在安全壳内设置反应堆压力容器、碎片拦截装置、内置换料水池，以及连接碎片拦截装置和内置换料水池的水流通道，其中，水流通道的最低位置处设有放置有调节pH值的化学药剂的pH值调节篮；所述水流通道包括连接碎片拦截装置的一条或多条回水管道和设有溢流口的房间，所述pH值调节篮设置在房间的底部；所述溢流口设置于房间的侧壁上，且溢流口位于pH值调节篮的上方；
2)当反应堆发生失水事故后，从反应堆压力容器中泄露的水通过碎片拦截装置流入水流通道并溶解pH值调节篮中调节pH值的化学药剂；
3)水流通道中的水位升高至一定高度后，通过房间侧壁上的溢流口流入与水流通道连通的内置换料水池，溶解有调节pH值的化学药剂的溶剂进入内置换料水池；以及
4)安全注入系统的安注泵从内置换料水池中取水，注入反应堆。
5.根据权利要求4所述的核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法，其特征在于，所述反应堆压力容器通过安注取水管线、安注泵和安注回水管线与内置换料水池相连。
6.根据权利要求4或5所述的核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节方法，其特征在于，所述pH值调节篮设置为筛网结构。
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