CN105513654A - 核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置及其实现方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,包括样品气体取样探头、水蒸汽及氢气浓度测量装置、第一缓冲气罐和样品气体增压回收装置;其中:样品气体取样探头用于对核电站安全壳内的样品气体进行取样,并去除其中的气溶胶和液态水;水蒸汽及氢气浓度测量装置用于分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽;第一缓冲气罐用于暂时储存去除水蒸汽后的样品气体,并稳定气流;样品气体增压回收装置用于将第一缓冲气罐中的样品气体增压后送回至核电站安全壳内。本发明可以在高温高湿环境下实现精确、快速测量核电站安全壳内的水蒸汽和氢气浓度,为事故状态恶劣环境下氢气浓度的实时监测提供了可靠的保障。
Description
技术领域
本发明涉及核电站的安保检测领域,具体涉及的是一种核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置及其实现方法。
背景技术
日本福岛核事故后,核电厂安全壳严重事故工况下的氢风险控制引起了国内外的高度关注,对核电的氢安全装置提出了更高的要求。核电厂事故状态下,由于事故早期的锆-水反应和中后期的水辐照分解以及堆芯融溶物和混凝土的反应,会产生大量氢气,而安全壳内氢气浓度超过爆炸限后产生的燃爆会严重威胁核电站安全屏障的完整性。因此在建和已运行的每个核电机组都必须安装测氢装置。
但另一方面,由于事故状态下,安全壳内气体呈现高温、高压、高放射性的特点(温度可达150℃,压力接近5.5bar),不仅不利于操作人员对事故的连续监测,而且对测氢技术和装置提出了更为严苛的要求,导致测氢技术研发非常困难。
测氢技术研发的困难是由严重事故的恶劣条件造成的。首先,由于严重事故条件下,安全壳内存在CO、碘蒸气、固体气溶胶、电缆燃烧气体产物等毒化气氛,会使储氢材料(纳米颗粒)毒化,使用储氢材料(纳米颗粒)来测量氢浓度的技术会有很大的困难;其次,严重事故条件下,安全壳内存在高温(150℃)、高湿度(绝对湿度60%以上)的恶劣条件,传统的气体测量仪器,色谱、红外、拉曼等在该条件下不仅无法测量,甚至有损坏的可能;再次,壳内气体具有放射性,取样测量后需要全部回收,这对装置的密封性、抗辐射性和气体循环系统都提出了很高的要求。
现有核电站严重事故氢气浓度监测方案通常有两种:即壳内测量方法和壳内取样、壳外测量方法。壳内测量方法是将测量系统布置于壳体内,通过测量元件的物理化学性能变化间接测量氢气浓度的方法,主要有储氢材料(一般为纳米颗粒)测量法和非能动氢复合器测量法。储氢材料测量法是利用材料吸收氢气之后,电容的变化间接推算壳体内氢气浓度,但由于储氢材料易受毒化影响,测量一次后需加热除氢导致测量周期长;非能动氢复合器测量法是利用不同氢浓度下催化板温升的不同测量壳体内氢气浓度,然而这种方法在核电事故的复杂状态下,由于催化板的毒化损害和壳体内流场的复杂性和不确定性会导致测量结果严重失准。壳内取样壳外测量方法,这种方法是通过导管将气体抽出后,通过降温、降压等处理后,采用氢气浓度监测装置进行氢气浓度测量,这种方法可实现较为精准、快速的氢气浓度测量,但目前全世界只有法国Areva公司具有成熟可靠的壳外氢测量系统。
因此,如何实现事故状态安全壳内氢气浓度的安全、精确、快速地检测,便成为了目前亟待解决的问题。
发明内容
针对上述技术不足,本发明提供了一种核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置及其实现方法,其可以为核电站事故状态下的氢气浓度提供精确、快速的检测。
为实现上述目的,本发明解决问题的技术方案如下:
核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,包括样品气体取样探头、水蒸汽及氢气浓度测量装置、第一缓冲气罐和样品气体增压回收装置;其中:
样品气体取样探头,贯穿核电站安全壳上的密封件,并伸入至核电站安全壳内,其内依次设置有过滤片、中空纤维膜和水汽分离器,用于对核电站安全壳内的样品气体进行取样,并去除其中的气溶胶和液态水;
水蒸汽及氢气浓度测量装置,通过样品气体输运管与样品气体取样探头连接,用于分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽;
第一缓冲气罐,通过管道与水蒸汽及氢气浓度测量装置连接,用于暂时储存去除水蒸汽后的样品气体,并稳定气流;
样品气体增压回收装置,与第一缓冲气罐连接,并回连于核电站安全壳内,用于将第一缓冲气罐中的样品气体增压至5.5bar以上后送回至核电站安全壳内。
为增加装置对样品气体的处理量,所述水蒸汽及氢气浓度测量装置为三个,并且以并联的方式同时与样品气体取样探头和第一缓冲气罐连接。
具体地说,所述水蒸汽及氢气浓度测量装置包括与样品气体输运管连接的冷凝容器,与该冷凝容器连接、用于使冷凝容器内的样品气体中的水蒸汽降温冷凝成液态水的冷却液循环系统,均与冷凝容器连接的温度传感器、压力传感器和氢气分析仪,同时与温度传感器、压力传感器和氢气分析仪连接的数据采集卡,与该数据采集卡连接的PC机,以及通过过水挡气阀门与冷凝容器连接的液态水收集器;所述第一缓冲气罐与氢气分析仪连接。
进一步地,所述冷却液循环系统包括盛装有用作冷却液的甘油的冷却液容器,以及泵入口与该冷却液容器连接、泵出口与冷凝容器连接的循环泵;所述冷凝容器回连于冷却液容器。
再进一步地,所述冷凝容器为定容容器。
具体地说,所述样品气体增压回收装置包括泵入口与第一缓冲气罐连接、泵出口连接有第二缓冲气罐的真空泵,与该第二缓冲气罐连接的压力计,泵入口与第二缓冲气罐连接、泵出口通过气体回收管道连接核电站安全壳内的增压泵。
更进一步地,所述样品气体输运管外部包裹有保温加热带。
基于上述结构,本发明还提供了该核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置的实现方法,包括以下步骤:
(1)在核电站安全壳内布置样品气体取样探头,利用样品气体取样探头对核电站安全壳内的样品气体进行取样;
(2)样品气体取样探头取得样品气体后,依次去除其中的气溶胶和液态水,然后通过样品气体输运管送入至水蒸汽及氢气浓度测量装置中,水蒸汽浓度测量装置用于测量样品气体中的水蒸汽浓度,并去除水蒸汽,氢气浓度测量装置用于测量样品气体中的氢气浓度;
(3)水蒸汽及氢气浓度测量装置将去除水蒸汽后的样品气体送入至第一缓冲气罐中储存;
(4)样品气体增压回收装置将第一缓冲气罐中的样品气体抽入,并将其增压至5.5bar以上后送回至核电站安全壳内。
进一步地,所述步骤(2)中,水蒸汽及氢气浓度测量装置分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽的具体过程如下:
(a)温度传感器和压力传感器分别测量样品气体的温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中;
(b)开启循环泵,将盛装在冷却液容器中的冷却液泵出,并在冷凝容器中循环,对样品气体中的水蒸汽进行降温,使之冷凝,得到冷凝的液态水,冷凝时间为1~2min;同时,温度传感器和压力传感器测量冷凝后的气体温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中;
(c)PC机对接收的水蒸汽温度和压力数据进行处理,并按照下列公式得到出安全壳内的水蒸汽浓度
式中,P1、P2和T1、T2分别为冷凝容器冷凝前、后气体的压强和温度;
(d)打开过水挡气阀门,将冷凝容器中的液态水收集到液态水收集器中;同时,去除水蒸汽后的样品气体进入到氢气分析仪中;
(e)氢气分析仪对样品气体进行分析,得到其中的氢气浓度然后通过数据采集卡传送至PC机中;
(f)PC机对接收的氢气浓度数据进行处理,并按照下列公式得出安全壳内的氢气浓度
具体地说,所述步骤(4)包括以下步骤:
(4a)真空泵将第一缓冲气罐中的样品气体抽入至第二缓冲气罐中;
(4b)压力计实时测量第二缓冲气罐中的压力值,并进行显示;
(4c)增压泵将第二缓冲气罐中的样品气体泵入,并根据压力计的压力显示,使样品气体的气压增至5.5bar以上后经由气体回收管道送回至核电站安全壳内。
本发明的设计原理如下:
假设进入冷凝容器内的样气中的空气物质的量为nAIR,氢气物质的量为nH2,水蒸汽物质的量为nH2O,冷凝容器体积为V,P1、P2和T1、T2分别为容器冷凝前后压强和温度,R为气体常数,经过冷却后样气中水蒸汽基本被除去,则根据气体PVT算法,有:
冷却前P1V=(nAIR+nH2+nH2O)RT1(1)
冷却后P2V=(nAIR+nH2)RT2(2)
由(1)(2)可得:
经过冷却后,样气在测量单元测得的氢浓度读数为:
则安全壳内的氢浓度为:
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
(1)本发明通过核电站安全壳内样品气体取样、壳外处理测量的方式,可以很好地适用于基准和严重核电站安全事故。本发明通过在安全壳内布置样品气体取样探头,然后在取样的过程中去除样品气体中的气溶胶和液态水,可以避免其对后续测量仪器的毒化和湿度损害。
(2)本发明在样品气体输运管外设置保温加热带(保持加热温度在150℃以上),可以确保在样品输运过程中水蒸汽不凝结,造成氢气浓度测量的不准确。
(3)本发明对水蒸汽冷凝容器的温度和压强进行检测,通过PVT方法分析样品气体中的水蒸汽浓度,然后采用水蒸汽冷凝技术,可以在测得样品气体中的水蒸汽浓度后,将其去除并收集;而通过测量并去除水蒸汽的方式,可以使剩余的样品气体能够被各种测氢技术准确测量出氢气的浓度。如此便能快速、精确地推算出事故状态下核电站安全壳内的水蒸汽浓度和氢气浓度。
(4)本发明采用甘油作为冷却液,估算冷却至室温(20℃左右)时间为1~2min,可以满足测氢装置的快速响应。而采用液态水收集器对冷凝的液态水进行收集,可以实现液态水的集中处理和快速处置。
(5)本发明考虑到事故状态安全壳内压力高达5.5bar,因此设置了样品气体增压回收装置,利用样品气体增压回收装置将样品气体增压至高于安全壳内压力后回收至安全壳内,确保了操作的安全。
(6)本发明设计合理、流程清晰明了,为核电站安全壳事故后快速测量水蒸汽浓度和氢气浓度提供了强有的铺垫,因此,其具有很高的实用价值和推广价值。
附图说明
图1为本发明的结构示意图。
图2为本发明的使用状态图。
其中,附图标记对应的零部件名称为:
1-核电站安全壳,2-样品气体取样探头,3-密封件,4-保温加热带,5-样品气体输运管,6-冷凝容器,7-温度传感器,8-压力传感器,9-液态水收集器,10-氢气分析仪,11-第一缓冲气罐,12-真空泵,13-第二缓冲气罐,14-压力计,15-增压泵,16-气体回收管,17-冷却液容器,18-循环泵。
具体实施方式
下面结合附图说明和实施例对本发明作进一步说明,本发明的方式包括但不仅限于以下实施例。
如图1所示,本发明提供了一种核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其包括样品气体取样探头2、样品气体输运管5、水蒸汽及氢气浓度测量装置、第一缓冲气罐11和样品气体增压回收装置。
所述样品气体取样探头2用于伸入至核电站安全壳内,其内依次设置有过滤片、中空纤维膜和水汽分离器,用于对核电站安全壳内的样品气体进行取样,并去除其中的气溶胶和液态水(过滤片去除气溶胶,中空纤维膜和水汽分离器进一步去除气溶胶以及样品气体中的液态水)。
样品气体取样探头2处理后的样品气体经由样品气体输运管5送入至水蒸汽及氢气浓度测量装置中,而为在输送的过程中实现保温,该样品气体输运管5外部包裹有保温加热带4。
所述的水蒸汽及氢气浓度测量装置则用于分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽。本实施例设置了三个并联的水蒸汽及氢气浓度测量装置,可实现大容量测量水蒸汽和氢气浓度,而每个水蒸汽及氢气浓度测量装置均包括与样品气体输运管5连接、用于装载样品气体的冷凝容器6(本实施例中,该冷凝容器为定容容器),均与冷凝容器6连接的温度传感器7、压力传感器8和氢气分析仪10,同时与温度传感器7、压力传感器8和氢气分析仪10连接的数据采集卡(附图未画出),与该数据采集卡连接的PC机(附图未画出),通过过水挡气阀门与冷凝容器6连接的液态水收集器9,以及冷却液循环系统。所述第一缓冲气罐11与氢气分析仪10连接,其暂时储存去除水蒸汽后的样品气体,并稳定气流。
所述的冷却液循环系统用于使冷凝容器6内的样品气体中的水蒸汽降温冷凝成液态水,其包括盛装有用作冷却液的甘油的冷却液容器17,以及泵入口与该冷却液容器17连接、泵出口与冷凝容器6连接的循环泵18;所述冷凝容器6回连于冷却液容器17。
所述样品气体增压回收装置用于将第一缓冲气罐中的样品气体增压至5.5bar以上后送回至核电站安全壳内。具体地说,该样品气体增压回收装置包括泵入口与第一缓冲气罐11连接、泵出口连接有第二缓冲气罐13的真空泵12,与该第二缓冲气罐13连接的压力计14,泵入口与第二缓冲气罐13连接、泵出口通过气体回收管道16连接核电站安全壳内的增压泵15,本实施例采用不锈钢管,其通过核电站安全壳上的密封件与核电站安全壳相连。
本发明测量核电站安全壳内水蒸汽和氢气浓度的过程如下:
首先,在核电站安全壳内1布置样品气体取样探头2(贯穿安全壳上的密封件3,可同时布置多个),利用样品气体取样探头2对核电站安全壳1内的样品气体进行取样。样品气体取样探头2取得样品气体后,依次去除其中的气溶胶和液态水,然后通过样品气体输运管5送入至冷凝容器6中。
而后,温度传感器7和压力传感器8分别测量样品气体的温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中20。此后,开启循环泵18,将盛装在冷却液容器17中的冷却液泵出,并在冷凝容器6中循环,对样品气体中的水蒸汽进行降温,使之冷凝,得到冷凝的液态水,冷凝时间为1~2min;同时,温度传感器7和压力传感器8测量冷凝后的水蒸汽温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中。PC机对接收的水蒸汽温度和压力数据进行处理,并按照编入的公式: 得到安全壳内的水蒸汽浓度
接着,打开过水挡气阀门(本实施例采用疏水阀),将冷凝容器6中的液态水收集到液态水收集器9中。
而去除水蒸汽后的样品气体(包含有空气和氢气)进入到氢气分析仪10中,由氢气分析仪10对样品气体进行分析,得到其中的氢气浓度然后通过数据采集卡传送至PC机中。
PC机对接收的氢气浓度数据进行处理,并按照编入的公式:得到安全壳内的氢气浓度
得出核电站安全壳1内的水蒸汽和氢气浓度后,样品气体进入到第一缓冲气罐11中储存。
接着,真空泵12将样品气体抽入至第二缓冲气罐13中,压力计14实时测量第二缓冲气罐13此时的压力值(需要注意压力计14的示数不要过载),并进行显示。最后,增压泵15将样品气体泵入,并根据压力计的压力显示,使样品气体的气压增至5.5bar以上后(增压方式可采用连续或者断续方式增压),经由气体回收管道16重新送回至核电站安全壳1内。
本发明通过对事故状态安全壳内样品气体进行去气溶胶和液态水保温取样,同时通过水蒸汽冷凝,并结合气体PVT算法,可以测算出样品气体中的水蒸汽浓度,然后去除水蒸汽后测量剩余氢气浓度,再根据浓度换算得到核电站安全壳内的氢气浓度,最后将样品气体回收入安全壳。由此可以看出,本发明对事故状态安全壳内氢气浓度进行实时监测,其测量过程简单、响应时间短、测算结果准确、测量环境安全,为事故状态恶劣环境下氢气浓度的实时监测提供了可靠的保障。
上述实施例仅为本发明的优选实施方式之一,不应当用于限制本发明的保护范围,凡在本发明的主体设计思想和精神上作出的毫无实质意义的改动或润色,其所解决的技术问题仍然与本发明一致的,均应当包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,包括样品气体取样探头(2)、水蒸汽及氢气浓度测量装置、第一缓冲气罐(11)和样品气体增压回收装置;其中:
样品气体取样探头,贯穿核电站安全壳上的密封件,并伸入至核电站安全壳内,其内依次设置有过滤片、中空纤维膜和水汽分离器,用于对核电站安全壳内的样品气体进行取样,并去除其中的气溶胶和液态水;
水蒸汽及氢气浓度测量装置,通过样品气体输运管与样品气体取样探头连接,用于分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽;
第一缓冲气罐,通过管道与水蒸汽及氢气浓度测量装置连接,用于暂时储存去除水蒸汽后的样品气体,并稳定气流;
样品气体增压回收装置,与第一缓冲气罐连接,并回连于核电站安全壳内,用于将第一缓冲气罐中的样品气体增压至5.5bar以上后送回至核电站安全壳内。
2.根据权利要求1所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述水蒸汽及氢气浓度测量装置为三个,并且以并联的方式同时与样品气体取样探头(2)和第一缓冲气罐(11)连接。
3.根据权利要求1或2所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述水蒸汽及氢气浓度测量装置包括与样品气体输运管(5)连接的冷凝容器(6),与该冷凝容器(6)连接、用于使冷凝容器内的样品气体中的水蒸汽降温冷凝成液态水的冷却液循环系统,均与冷凝容器(6)连接的温度传感器(7)、压力传感器(8)和氢气分析仪(10),同时与温度传感器(7)、压力传感器(8)和氢气分析仪(10)连接的数据采集卡,与该数据采集卡连接的PC机,以及通过过水挡气阀门与冷凝容器(6)连接的液态水收集器(9);所述第一缓冲气罐(11)与氢气分析仪(10)连接。
4.根据权利要求3所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述冷却液循环系统包括盛装有用作冷却液的甘油的冷却液容器(17),以及泵入口与该冷却液容器(17)连接、泵出口与冷凝容器(6)连接的循环泵(18);所述冷凝容器(6)回连于冷却液容器(17)。
5.根据权利要求4所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述冷凝容器(6)为定容容器。
6.根据权利要求4或5所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述样品气体增压回收装置包括泵入口与第一缓冲气罐(11)连接、泵出口连接有第二缓冲气罐(13)的真空泵(12),与该第二缓冲气罐(13)连接的压力计(14),泵入口与第二缓冲气罐(13)连接、泵出口通过气体回收管道(16)连接核电站安全壳内的增压泵(15)。
7.根据权利要求6所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置,其特征在于,所述样品气体输运管(5)外部包裹有保温加热带(4)。
8.一种权利要求7所述的装置的实现方法,其特征在于,包括以下步骤:
(1)在核电站安全壳内布置样品气体取样探头,利用样品气体取样探头对核电站安全壳内的样品气体进行取样;
(2)样品气体取样探头取得样品气体后,依次去除其中的气溶胶和液态水,然后通过样品气体输运管送入至水蒸汽及氢气浓度测量装置中,水蒸汽浓度测量装置用于测量样品气体中的水蒸汽浓度,并去除水蒸汽,氢气浓度测量装置用于测量样品气体中的氢气浓度;
(3)水蒸汽及氢气浓度测量装置将去除水蒸汽后的样品气体送入至第一缓冲气罐中储存;
(4)样品气体增压回收装置将第一缓冲气罐中的样品气体抽入,并将其增压至5.5bar以上后送回至核电站安全壳内。
9.根据权利要求8所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置的实现方法,其特征在于,所述步骤(2)中,水蒸汽及氢气浓度测量装置分别测量样品气体中的水蒸汽和氢气浓度,并去除水蒸汽的具体过程如下:
(a)温度传感器和压力传感器分别测量样品气体的温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中;
(b)开启循环泵,将盛装在冷却液容器中的冷却液泵出,并在冷凝容器中循环,对样品气体中的水蒸汽进行降温,使之冷凝,得到冷凝的液态水,冷凝时间为1~2min;同时,温度传感器和压力传感器测量冷凝后的气体温度和压力,并通过数据采集卡传送至PC机中;
(c)PC机对接收的水蒸汽温度和压力数据进行处理,并按照下列公式得到出安全壳内的水蒸汽浓度
式中,P1、P2和T1、T2分别为冷凝容器冷凝前、后气体的压强和温度;
(d)打开过水挡气阀门,将冷凝容器中的液态水收集到液态水收集器中;同时,去除水蒸汽后的样品气体进入到氢气分析仪中;
(e)氢气分析仪对样品气体进行分析,得到其中的氢气浓度然后通过数据采集卡传送至PC机中;
(f)PC机对接收的氢气浓度数据进行处理,并按照下列公式得出安全壳内的氢气浓度
10.根据权利要求8所述的核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置的实现方法,其特征在于,所述步骤(4)包括以下步骤:
(4a)真空泵将第一缓冲气罐中的样品气体抽入至第二缓冲气罐中;
(4b)压力计实时测量第二缓冲气罐中的压力值,并进行显示;
(4c)增压泵将第二缓冲气罐中的样品气体泵入,并根据压力计的压力显示,使样品气体的气压增至5.5bar以上后经由气体回收管道送回至核电站安全壳内。
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---|---|
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Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106290495A (zh) * | 2016-07-25 | 2017-01-04 | 杨林 | 核电站安全壳氢气过滤系统 |
CN107967952A (zh) * | 2017-10-27 | 2018-04-27 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统及监测方法 |
CN107993731A (zh) * | 2017-11-06 | 2018-05-04 | 中国核电工程有限公司 | 一种反应堆严重事故后安全壳内气体可燃性监测系统 |
CN108827821A (zh) * | 2018-06-20 | 2018-11-16 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种用于核电站安全壳内氢气浓度的快速分析装置及方法 |
CN114689793A (zh) * | 2022-02-10 | 2022-07-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳内气体浓度监测系统及方法 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000002784A (ja) * | 1998-04-16 | 2000-01-07 | Toshiba Corp | 格納容器内雰囲気モニタ |
CN101040348A (zh) * | 2004-10-14 | 2007-09-19 | 阿雷瓦核能有限责任公司 | 从核装置的反应堆安全容器内的气氛中取样的方法和采样系统 |
JP2013019751A (ja) * | 2011-07-11 | 2013-01-31 | Toshiba Corp | 格納容器雰囲気モニタ |
CN104538070A (zh) * | 2014-12-08 | 2015-04-22 | 中广核工程有限公司 | 核电站安全壳内氢气浓度测量方法、装置及系统 |
CN205487368U (zh) * | 2016-01-18 | 2016-08-17 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置 |
-
2016
- 2016-01-18 CN CN201610032500.2A patent/CN105513654B/zh active Active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000002784A (ja) * | 1998-04-16 | 2000-01-07 | Toshiba Corp | 格納容器内雰囲気モニタ |
CN101040348A (zh) * | 2004-10-14 | 2007-09-19 | 阿雷瓦核能有限责任公司 | 从核装置的反应堆安全容器内的气氛中取样的方法和采样系统 |
JP2013019751A (ja) * | 2011-07-11 | 2013-01-31 | Toshiba Corp | 格納容器雰囲気モニタ |
CN104538070A (zh) * | 2014-12-08 | 2015-04-22 | 中广核工程有限公司 | 核电站安全壳内氢气浓度测量方法、装置及系统 |
CN205487368U (zh) * | 2016-01-18 | 2016-08-17 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 核电站安全壳事故后多点快速测氢的装置 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
刘静: "核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方法分析", 《核安全》 * |
王占元: "先进核电站严重事故下氢浓度监测技术研究", 《仪器仪表用户》 * |
Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106290495A (zh) * | 2016-07-25 | 2017-01-04 | 杨林 | 核电站安全壳氢气过滤系统 |
CN106290495B (zh) * | 2016-07-25 | 2018-11-09 | 杨林 | 核电站安全壳氢气过滤系统 |
CN107967952A (zh) * | 2017-10-27 | 2018-04-27 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统及监测方法 |
CN107967952B (zh) * | 2017-10-27 | 2021-01-19 | 中国核电工程有限公司 | 反应堆严重事故后安全壳内气体浓度监测系统及监测方法 |
CN107993731A (zh) * | 2017-11-06 | 2018-05-04 | 中国核电工程有限公司 | 一种反应堆严重事故后安全壳内气体可燃性监测系统 |
CN107993731B (zh) * | 2017-11-06 | 2021-08-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种反应堆严重事故后安全壳内气体可燃性监测系统 |
CN108827821A (zh) * | 2018-06-20 | 2018-11-16 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种用于核电站安全壳内氢气浓度的快速分析装置及方法 |
CN108827821B (zh) * | 2018-06-20 | 2020-10-27 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种用于核电站安全壳内氢气浓度的快速分析装置及方法 |
CN114689793A (zh) * | 2022-02-10 | 2022-07-01 | 中国核电工程有限公司 | 一种安全壳内气体浓度监测系统及方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
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