CN107068214B - 核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开一种核电厂蒸汽大气排放装置,包括排放隔离阀、主排放控制阀及副排放控制阀。排放隔离阀设在与主蒸汽管线连接的第一排放管线上,主排放控制阀与副排放控制阀分别设在与第一排放管线连接的两第二排放管线上。相应的,本发明还公开了一种二回路压力释放方法,若干上述的排放装置分别与若干蒸汽发生器的主蒸汽管线连接。出现事故后,通过控制不同阀门的开闭,先隔离破损蒸汽发生器,由其他蒸汽发生器进行排气而降温降压,最后再对破损蒸汽发生器进行排气使二回路压力降低到饱和压力。本排放装置及方法能够大大减少放射性蒸汽的排放,并且能够防止二回路水在该过程中倒流回一回路。

Description

核电厂蒸汽大气排放装置与二回路压力释放方法
技术领域
本发明涉及核电厂技术领域,尤其涉及一种核电厂二回路蒸汽大气排放装置及事故下的压力释放方法。
背景技术
中压安注型核电厂的主要设备包括有压力容器、稳压器、蒸汽发生器(简称SG)、汽轮机、发电机及冷凝器等。其中,压力容器、稳压器及SG(一般有3个)位于安全壳内,压力容器内装载有核燃料,而汽轮机、发电机及冷凝器等设备位于安全壳外。压力容器与位于SG内的传热管构成一回路,SG的主蒸汽管线通过安全壳贯穿件穿出安全壳之外并与汽轮机、冷凝器构成二回路,SG的主蒸汽管线上设置有主蒸汽隔离阀。核反应产生的热量由一回路水带到传热管中,SG内的二回路水被加热沸腾,水蒸气进入汽轮机中推动叶轮转动,从而实现核能发电。为维持系统内压力稳定,在主蒸汽管线上还设置有蒸汽大气排放系统(VDA)。
在正常工况下,一回路水与二回路水是相关隔绝的,当发生蒸汽发生器传热管破损事故(SGTR)时,一回路水会进入到二回路中,一回路与二回路中压力升高超过饱和压力,VDA会进行压力缓解处理。但目前的VDA在压力缓解过程中,二回路中受污染的放射性蒸汽会由于高温高压作用而大量地释放到大气中,对外界环境造成较大的影响。
为了避免上述情况,有必要提供一种在事故时能够减少放射性蒸汽释放的大气排放装置及相应的压力释放方法。
发明内容
本发明的目的在于提供一种在事故时能够减少放射性蒸汽释放的大气排放装置。
本发明的另一目的是提供一种事故工况下的压力释放方法。
为了实现上述目的,本发明提供了一种核电厂蒸汽大气排放装置,连接于安全壳之外的主蒸汽管线上,主蒸汽管线上设有主蒸汽隔离阀,包括排放隔离阀、主排放控制阀、副排放控制阀、第一排放管线以及两第二排放管线,第一排放管线的一端连接于主蒸汽管线且连接位置位于安全壳与主蒸汽隔离阀之间,排放隔离阀设于第一排放管线上,两第二排放管线分别连接于第一排放管线的另一端,主排放控制阀与副排放控制阀分别设置于两第二排放管线上。
由于中压安注型核电厂通常采用了防满溢措施,即不会发生从破损蒸汽发生器释放液体的风险。因此放射性释放与排放的放射性气体总质量相关。本发明的排放装置包括了排放隔离阀、主排放控制阀及副排放控制阀,当破损事故出现后,可以通过关闭主蒸汽隔离阀与排放隔离阀将破损的蒸汽发生器的大气排放系统关闭,然后通过打开其他完好的蒸汽发生器对应的排放隔离阀与主排放控制阀来进行部分冷却阶段的降温降压。当部分冷却阶段完成后再打开破损蒸汽发生器对应的排放隔离阀与副排放控制阀,此时二回路中的蒸汽释放量大大减少,从而减少了放射性污染。
较佳地,还包括连接于两第二排放管线末端的消音器。消音器用于消减蒸汽排放过程中产生的不可接受噪声,以保护人员和环境。
为了实现另一目的,本发明还提供了一种压力释放方法,用于在破损事故时进行降压,若干核电厂蒸汽大气排放装置分别与若干蒸汽发生器对应的主蒸汽管线连接,压力释放方法为:
二回路放射性高信号触发后,破损的蒸汽发生器所对应的主蒸汽隔离阀与排放隔离阀保持关闭;安注信号触发后,未破损的蒸汽发生器所对应的排放隔离阀与主排放控制阀打开,副排放控制阀保持关闭;打开破损的蒸汽发生器所对应的排放隔离阀与副排放控制阀进行排气。
与现有技术相比,本发明的压力释放方法通过先隔离破损蒸汽发生器对应的排放装置来防止事故初期的大量蒸汽释放,大大降低了放射性污染,然后利用完好的蒸汽发生器对应的排放装置排气来进行部分冷却阶段的降温降压,最后才打开破损蒸汽发生器对应的排放装置进行排气,使二回路压力下降至饱和压力,同时一回路中压力逐步下降至中压安注关闭压头,防止在压力差作用下二回路冷却水倒流回一回路,抑制了非均匀硼稀释的风险。
附图说明
图1是本发明核电厂蒸汽大气排放装置的系统组成示意图。
图2是SGTR事故中一回路、二回路的压力变化示意图。
具体实施方式
下面结合给出的说明书附图对本发明的较佳实施例作出描述。
由于中压安注型核电厂通常采用了防满溢措施,即不会发生从破损蒸汽发生器释放液体的风险,因此放射性释放与排放的放射性气体总质量相关,本发明提供一种核电厂蒸汽大气排放装置,用于降低事故工况下压力缓解过程中向外界排放的放射性气体总质量。
如图1所示,安全壳1位于安全厂房2中,蒸汽发生器3位于安全壳1内,蒸汽发生器3的主蒸汽管线31通过安全壳贯穿件11穿出安全壳1之外,主蒸汽管线31上设有主蒸汽隔离阀32。主蒸汽管线31上连接有若干安全排放管线33,安全排放管线33与主蒸汽管线31连接的位置位于安全壳贯穿件11与主蒸汽隔离阀32之间,每一安全排放管线33上设有一主蒸汽安全阀34。
本发明核电厂蒸汽大气排放装置包括位于安全厂房2内的排放隔离阀4、主排放控制阀5、副排放控制阀6、第一排放管线7以及两第二排放管线8。
第一排放管线7的一端连接于主蒸汽管线31的一个管嘴上,该管嘴的位置位于安全壳贯穿件11与主蒸汽隔离阀32之间,更详细的讲,是位于安全壳贯穿件11与安全排放管线33之间。排放隔离阀4设于第一排放管线7上。两第二排放管线8分别连接于第一排放管线7的另一端,主排放控制阀5与副排放控制阀6分别设置于两第二排放管线8上。一消音器9连接于两第二排放管线8末端的并位于安全厂房2的屋顶上。消音器9用于消减蒸汽排放过程中产生的不可接受噪声,以保护人员和环境。
安全壳1内一般设有三个蒸汽发生器3,则三个蒸汽发生器3各自对应的主蒸汽管线31上分别设置有一上述的核电厂蒸汽大气排放装置,三个核电厂蒸汽大气排放装置之间相互配合以完成事故工况下的压力释放。
当反应堆正常运行或处于蒸汽发生器3冷却正常停堆时,所有蒸汽发生器3对应的排放隔离阀4与副排放控制阀6保持关闭,主排放控制阀5保持开启,主排放控制阀5作为冗余设置,有利于降低二回路超压风险。主排放控制阀5的开度取决于电厂功率水平,以及排放隔离阀4误开事件中防止过冷的限制要求。主排放控制阀5与副排放控制阀6的整定值均可由系统实时调节。
当出现蒸汽发生器传热管破损事故(SGTR)时,本发明采用以下的压力释放方法:
二回路放射性高信号触发后,破损的蒸汽发生器3所对应的主蒸汽隔离阀32与排放隔离阀4保持关闭,对应的主排放控制阀5的整定值提高;
安注信号触发后,未破损的蒸汽发生器3所对应的排放隔离阀4与主排放控制阀5打开,主排放控制阀5的阀门整定值按照给定的变化方式进行调整,副排放控制阀6保持关闭;
操纵员手动打开破损的蒸汽发生器3所对应的排放隔离阀4,此时由于对应的副排放控制阀6的整定值低于破损的蒸汽发生器3内压力,副排放控制阀6会打开进行排气。
破损蒸汽发生器3对应的副排放控制阀6排气直至破损的蒸汽发生器3的二次侧降压至其饱和状态,进而使得一回路降压低于中压安注注入压头,从而防止长期阶段的破损蒸汽发生器3二次侧向一回路的倒流。
本发明压力释放方法进行压力释放的过程中,整个系统的压力变化趋势如图2所示。在L1阶段的前期,完好的蒸汽发生器3对应的排放隔离阀4与主排放控制阀5打开进行排气,使压力下降,到L1阶段的后期,完好蒸汽发生器3的主排放控制阀5整定值调整到6MPa时就不再下降,主排放控制阀5关闭,压力暂时平衡。在整个L1阶段,由于破损的蒸汽发生器3对应的阀门都没有打开,因此其压力没有下降。在L2阶段,继续降低完好蒸汽发生器3对应的主排放控制阀5整定值,该整定值的下调会强化一二回路的传热,使得一回路与破损蒸汽发生器3的压力温度下降,但由于安全系统的注入,一回路与破损蒸汽发生器3的压力下降到中压安注关闭扬程时就停止下降了。在L2阶段之后,手动打开破损蒸汽发生器3所在环路的排放隔离阀4,此时由于副排放控制阀6整定值低于破损SG压力,副排放控制阀6开始向外排气,直至破损蒸汽发生器3压力低于整定值。
与现有技术相比,本发明核电厂蒸汽大气排放装置与压力释放方法通过在放射性高信号触发后将破损蒸汽发生器3的排放系统隔离来防止初期阶段的大量蒸汽释放,大大降低了放射性污染。然后利用完好的蒸汽发生器3对应的排放装置排气来进行部分冷却阶段的降温降压,最后才打开破损蒸汽发生器3对应的排放装置进行排气,使二回路压力下降至饱和压力,同时一回路中压力逐步下降至中压安注关闭压头,防止在压力差作用下二回路冷却水倒流回一回路。
以上所揭露的仅为本发明的较佳实例而已,其作用是方便本领域的技术人员理解并据以实施,当然不能以此来限定本发明之权利范围,因此依本发明申请专利范围所作的等同变化,仍属于本发明所涵盖的范围。

Claims (1)

1.一种二回路压力释放方法,其特征在于,包括核电厂蒸汽大气排放装置,若干所述核电厂蒸汽大气排放装置分别与若干蒸汽发生器对应的主蒸汽管线连接,所述主蒸汽管线上设有主蒸汽隔离阀,所述核电厂蒸汽大气排放装置包括排放隔离阀、主排放控制阀、副排放控制阀、第一排放管线以及两第二排放管线,所述第一排放管线的一端连接于所述主蒸汽管线且连接位置位于安全壳与所述主蒸汽隔离阀之间,所述排放隔离阀设于所述第一排放管线上,两所述第二排放管线分别连接于所述第一排放管线的另一端,所述主排放控制阀与副排放控制阀分别设置于两所述第二排放管线上;所述二回路压力释放方法为:
二回路放射性高信号触发后,破损的所述蒸汽发生器所对应的所述主蒸汽隔离阀与所述排放隔离阀保持关闭;
安注信号触发后,未破损的所述蒸汽发生器所对应的所述排放隔离阀与主排放控制阀打开,副排放控制阀保持关闭;
在安注中期,降低完好的蒸汽发生器的主排放控制阀的整定值,使得一回路与破损的蒸汽发生器的压力温度下降;
在安注后期,使所述副排放控制阀的整定值低于破损的蒸汽发生器的压力,打开破损的所述蒸汽发生器所对应的所述排放隔离阀与所述副排放控制阀进行排气。
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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109903863B (zh) * 2017-12-11 2024-02-20 华龙国际核电技术有限公司 一种安全注入系统及核电系统
CN109712733B (zh) * 2018-12-05 2020-11-06 深圳中广核工程设计有限公司 核电站蒸汽大气排放系统的安全级功能控制系统及方法
CN111540487B (zh) * 2020-04-30 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器传热管破事故后反应堆冷却处理方法
CN113421661A (zh) * 2021-05-18 2021-09-21 中国核电工程有限公司 一种防止蒸汽发生器满溢的系统
CN115206568A (zh) * 2022-06-30 2022-10-18 中国核电工程有限公司 一种分级卸压装置及蒸汽发生器二回路热阱系统
CN115331858A (zh) * 2022-08-16 2022-11-11 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂sgtr事故处理方法及控制系统

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103050161A (zh) * 2012-12-11 2013-04-17 中国核电工程有限公司 辅助给水管线自动隔离的方法
CN203338775U (zh) * 2013-07-18 2013-12-11 中广核工程有限公司 核电站蒸汽发生器防满溢结构
CN203366759U (zh) * 2013-05-30 2013-12-25 中国核电工程有限公司 核电厂的大气排放系统
JP2014153257A (ja) * 2013-02-12 2014-08-25 Toshiba Corp 原子炉圧力容器減圧設備および主蒸気逃がし安全弁駆動装置
CN203858871U (zh) * 2013-05-30 2014-10-01 中国核电工程有限公司 核电厂大气排放系统的控制装置
CN104112481A (zh) * 2014-07-01 2014-10-22 中科华核电技术研究院有限公司 减少事故源项释放装置
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN105298556A (zh) * 2015-10-22 2016-02-03 中国核电工程有限公司 核电站大气排放阀调节控制方法
CN205038971U (zh) * 2015-08-31 2016-02-17 上海核工程研究设计院 一种核电站二次侧的长期余热排出系统
WO2016063664A1 (ja) * 2014-10-20 2016-04-28 三菱重工業株式会社 原子力発電プラント及び運転方法
CN106531264A (zh) * 2016-11-29 2017-03-22 中广核工程有限公司 防止核电站蒸汽发生器满溢的系统和方法
CN206961524U (zh) * 2017-05-09 2018-02-02 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103050161A (zh) * 2012-12-11 2013-04-17 中国核电工程有限公司 辅助给水管线自动隔离的方法
JP2014153257A (ja) * 2013-02-12 2014-08-25 Toshiba Corp 原子炉圧力容器減圧設備および主蒸気逃がし安全弁駆動装置
CN203366759U (zh) * 2013-05-30 2013-12-25 中国核电工程有限公司 核电厂的大气排放系统
CN203858871U (zh) * 2013-05-30 2014-10-01 中国核电工程有限公司 核电厂大气排放系统的控制装置
CN203338775U (zh) * 2013-07-18 2013-12-11 中广核工程有限公司 核电站蒸汽发生器防满溢结构
CN104538068A (zh) * 2013-07-22 2015-04-22 中国核动力研究设计院 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法
CN104112481A (zh) * 2014-07-01 2014-10-22 中科华核电技术研究院有限公司 减少事故源项释放装置
WO2016063664A1 (ja) * 2014-10-20 2016-04-28 三菱重工業株式会社 原子力発電プラント及び運転方法
CN205038971U (zh) * 2015-08-31 2016-02-17 上海核工程研究设计院 一种核电站二次侧的长期余热排出系统
CN105298556A (zh) * 2015-10-22 2016-02-03 中国核电工程有限公司 核电站大气排放阀调节控制方法
CN106531264A (zh) * 2016-11-29 2017-03-22 中广核工程有限公司 防止核电站蒸汽发生器满溢的系统和方法
CN206961524U (zh) * 2017-05-09 2018-02-02 中广核研究院有限公司 核电厂蒸汽大气排放装置

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
华龙一号SGTR事故缓解措施及事故处理;邢继等;《核动力工程》;第37卷(第04期);第58-62页 *

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