CN107221361B - 一种核电厂安全壳事故早期降压系统 - Google Patents

一种核电厂安全壳事故早期降压系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核电厂安全壳事故早期降压系统，包括安全壳、降压机构和负压补偿机构；所述降压机构包括气体隔离容器、减压风机和减压抽气管线；所述减压抽气管线贯穿所述安全壳内外，导通安全壳内腔与气体隔离容器；所述减压风机设置在所述减压抽气管线上；所述负压补偿机构与安全壳内部导通或设置在安全壳内。本发明的安全壳降压机构能够在事故早期给安全壳进行降压，显著缓解壳内质能释放导致的安全壳压力飙升，避免安全壳超压失效；通过降压机构抽取安全壳内空气，并通过负压补偿机构向安全壳内补充水蒸汽，去除了安全壳内空气组分，可以显著提高非能动安全壳热量导出系统性能。

Description

一种核电厂安全壳事故早期降压系统
技术领域
本发明涉及核电厂安全壳的安全领域，具体涉及一种核电厂安全壳事故早期降压系统。
背景技术
密闭的安全壳是核电厂发生事故时，防止放射性物质外泄的重要屏障。通常情况下，发生事故后安全壳将被隔离，成为封闭空间，而急剧升高的温度和压力全由安全壳结构承受。这种设计需要安全壳具有较大的自由容积和壳体厚度，也需要配套的事故后安全壳降压及热导出系统具有较高的性能。事故后，核电厂密闭的安全壳需要面临两个问题，一个问题是反应堆余热的导出，如果失去余热导出机制，安全壳内的温度和压力会持续上升，直至安全壳破裂；另一个问题是，在严重事故中，安全壳内可能产生体积可观的氢气，如果这些氢气在局部聚集或总量达到爆炸极限，则可能发生的氢气爆炸将使安全壳彻底失效。对于事故后反应堆余热导出问题，第二代核电技术(M310)及欧洲第三代核电技术(EPR)主要采取能动手段；第三代核电系统多具有非能动安全壳热量导出系统(PCCS),非能动安全壳冷却系统完全依赖钢制安全壳外表面喷淋水膜的蒸发将反应堆余热导出至大气热阱。对于严重事中，安全壳内产生氢气的问题，通常采取设置氢气复合器或氢气点火器的方式解决。中国核电工程有限公司题为具有泄放气体包容功能的非能动安全壳事故泄压系统(CN102750993B)的发明专利提供了安全壳事故早期的非能动泄压方案，但该技术方案仅仅是起到泄压的作用，壳内仍有空气组分残余量较大，存在氢气爆炸的风险。
发明内容
针对现有技术中所存在的问题，本发明的目的在于提供一种核电厂安全壳事故早期降压系统，以使安全壳具有更大的热量导出功率、更低的氢气爆炸风险及更高的非能动安全特性。
为达到上述发明目的，本发明的技术方案如下：
一种核电厂安全壳事故早期降压系统，包括安全壳、降压机构和负压补偿机构；所述降压机构包括气体隔离容器、减压风机和减压抽气管线；所述减压抽气管线贯穿所述安全壳内外，导通安全壳内腔与气体隔离容器；所述减压风机设置在所述减压抽气管线上；所述负压补偿机构与安全壳内部导通或设置在安全壳内。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，负压补偿机构包括内部蒸汽补偿机构；所述内部蒸汽补偿机构包括安全壳内水蒸汽供汽釜及与其相连的常闭安全壳内水蒸汽供汽控制阀组；安全壳内水蒸汽供汽釜设置在安全壳内部；安全壳内水蒸汽供汽釜向安全壳内排放水蒸汽的过程由安全壳内水蒸汽供汽控制阀组控制，当安全壳压力达到负压限值Pmin01并持续达时间阈值Tmax01时，安全壳内水蒸汽供汽控制阀组打开，水蒸汽供汽启动。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，负压补偿机构还包括外部蒸汽补偿机构；所述外部蒸汽补偿机构包括设置在安全外部的安全壳外水蒸汽供汽釜与常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀组；安全壳外水蒸汽供汽釜设置在安全壳外部，并通过贯穿所述安全壳的安全壳水蒸汽注入管线与所述安全壳内部导通，所述常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀设置在所述安全壳水蒸汽注入管线上；
安全壳外水蒸汽供汽釜通过安全壳水蒸汽注入管线向安全壳内的排放水蒸汽的过程由安全壳外水蒸汽供汽控制阀组控制，当安全壳压力达到负压限值Pmin02并持续达时间阈值Tmax02时，安全壳外水蒸汽供汽控制阀组打开，水蒸汽注入启动。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述负压限值Pmin01≥Pmin02；所述时间阈值Tmax01、Tmax02满足Tmax01≤Tmax02。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述安全壳水蒸汽注入管线还与安全壳外水蒸汽气源导通。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述安全壳上还设置贯穿安全壳内外的负压保护管线，所述负压保护管线上设置有常闭的安全壳负压保护阀组，当安全壳压力达到负压限值Pmin03并持续达时间阈值Tmax03，且安全壳内不存在后续质能释放风险时，安全壳负压保护阀组打开，安全壳与大气连通，空气注入启动。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述负压限值Pmin01≥Pmin02≥Pmin03；所述时间阈值Tmax01、Tmax02、Tmax03满足Tmax01≤Tmax02≤Tmax03。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，还包括安全壳外水源和安全壳内水源，二者通过安全壳内水源补水管线及常闭的安全壳负压注水控制阀组相连，安全壳负压注水控制阀组设置在安全课内水源补给管线上，当安全壳负压低于负压限值Pmin04时，安全壳负压注水控制阀组开启对安全壳内水源进行补水。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述负压限值Pmin01、Pmin02、Pmin03、Pmin04满足Pmin04≥Pmin01≥Pmin02≥Pmin03；所述时间阈值Tmax01、Tmax02、Tmax03满足Tmax01≤Tmax02≤Tmax03。
进一步地，上述的核电厂安全壳事故早期降压系统，所述减压抽气管线具有至少两个减压抽气入口，所述减压抽气入口不同的抽气角度布置于安全壳内的不同位置。
本发明的有益效果如下：
(1)安全壳降压机构能够在事故早期给安全壳进行降压，显著缓解壳内质能释放导致的安全壳压力飙升，避免安全壳超压失效；
(2)通过降压机构抽取安全壳内空气，并通过负压补偿机构向安全壳内补充水蒸汽，去除了安全壳内空气组分，可以显著提高非能动安全壳热量导出系统性能；
(3)安全壳内空气组分的去除可以显著降低氢气爆炸风险；
(4)短时间的安全壳负压运行可以为非能动安全系统提供必要的工作条件，从而提高电厂非能动安全特性；
(5)内部蒸汽补偿机构、外部蒸汽补偿机构和安全壳外水源和安全壳内外水源及相应阀组的设置，能够保证负压补偿机构和水源在不同负压情况下以不同的补偿速率给安全壳补偿负压，保障安全性能。
附图说明
图1为本发明一种核电厂安全壳事故早期降压系统的结构示意图。
上述附图中，01、安全壳；02、压力容器；03、蒸汽发生器；04、一回路管道；10、减压风机；11、安全壳隔离阀组；12、抽出气体隔离厂房；13、安全壳负压注水控制阀组；14、抽出气体隔离容器；15、减压抽气入口；16、安全壳内水蒸汽供汽釜；17、安全壳内水蒸汽供汽控制阀组；18、安全壳内水源；19、安全壳喷淋装置；25、安全壳负压保护阀组；26、安全壳外水蒸汽供汽釜；27、安全壳外水蒸汽供汽控制阀组；28、安全壳外水源；29、安全壳外水蒸汽汽源；30、安全壳内减压抽气管线；31、安全壳外减压抽气管线；32、安全壳喷淋装置供水管线；33、安全壳内水源补水管线；34、安全壳水蒸汽注入管线。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
本发明提供了一种核电厂安全壳事故早期降压系统，用于早期事故中对核电厂安全壳01内的降压，防止其超压失效，不同于通过泄压的方式来防止安全壳01超压的技术方案，本技术方案是采用降压的方式实现防止超压失效的目的，其不仅具有防止安全壳01超压失效的技术效果，还通过降压机构抽取安全壳01内气体，并通过负压补偿机构向安全壳01内补充水蒸汽，去除了安全壳01内空气组分，可以显著提高非能动安全壳01热量导出系统性能，也可以显著降低氢气爆炸风险，并且短时间的安全壳01负压运行可以为非能动安全系统提供必要的工作条件，从而提高电厂非能动安全特性。
如图1所示，本发明的核电厂安全壳事故早期降压系统，包括安全壳01、降压机构和负压补偿机构。所述安全壳01内设置有通过一回路管道04连通的压力容器02和蒸汽发生器03。降压机构包括气体隔离容器、减压风机10和减压抽气管线；所述减压抽气管线贯穿所述安全壳01内外，导通安全壳01内腔与气体隔离容器；所述减压风机10设置在所述减压抽气管线上；所述负压补偿机构与安全壳01内部导通或设置在安全壳01内。减压抽气管线包括互相导通的安全壳内减压抽气管线30和安全壳外减压抽气管线31，分别设置在安全壳01内和安全壳01外。减压抽气管线的减压抽气入口15设置在安全壳内减压抽气管线30上。减压抽气入口15具有至少两个，所述减压抽气入口15不同的抽气角度布置于安全壳01内的不同位置。安全壳外减压抽气管线31上设置有安全壳隔离阀组11和减压风机10，并与一个或多个抽出气体隔离容器14连接，当一个安全壳外减压抽气管线31与多个抽出气体隔离容器14连接时采用并行连接的方式。
如图1所示，抽出气体隔离容器14放置在抽出气体隔离厂房12内，该厂房为密闭厂房，每个厂房中可放置一个或多个抽出气体隔离容器14。
图1中还示出了作为负压补偿机构之一的，负压补偿机构包括内部蒸汽补偿机构；所述内部蒸汽补偿机构包括安全壳内水蒸汽供汽釜16及与其相连的常闭安全壳内水蒸汽供汽控制阀组17；安全壳内水蒸汽供汽釜16设置在安全壳内部；安全壳内水蒸汽供汽釜16向安全壳内排放水蒸汽的过程由安全壳内水蒸汽供汽控制阀组17控制，当安全壳压力达到负压限值Pmin01并持续达时间阈值Tmax01时，安全壳内水蒸汽供汽控制阀组17打开，水蒸汽供汽启动。
负压补偿机构还包括外部蒸汽补偿机构；所述外部蒸汽补偿机构包括设置在安全外部的安全壳外水蒸汽供汽釜26与常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀组27；安全壳外水蒸汽供汽釜26设置在安全壳外部，并通过贯穿所述安全壳的安全壳水蒸汽注入管线34与所述安全壳内部导通，所述常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀设置在所述安全壳水蒸汽注入管线34上；安全壳外水蒸汽供汽釜26通过安全壳水蒸汽注入管线34向安全壳内的排放水蒸汽的过程由安全壳外水蒸汽供汽控制阀组27控制，当安全壳压力达到负压限值Pmin02并持续达时间阈值Tmax02时，安全壳外水蒸汽供汽控制阀组27打开，水蒸汽注入启动。出于进一步保障壳外水蒸汽补偿，安全壳水蒸汽注入管线34还与安全壳外水蒸汽汽源29导通。
根据图1所示，安全壳上还设置贯穿安全壳内外的负压保护管线，所述负压保护管线上设置有常闭的安全壳负压保护阀组25，当安全壳压力达到负压限值Pmin03并持续达时间阈值Tmax03，且安全壳内不存在后续质能释放风险时，安全壳负压保护阀组25打开，安全壳与大气连通，空气注入启动。
此外，本发明的核电厂安全壳事故早期降压系统还包括安全壳外水源28和安全壳内水源18，二者通过安全壳内水源补水管线33及常闭的安全壳负压注水控制阀组13相连，安全壳负压注水控制阀组13设置在安全课内水源补给管线上，当安全壳负压低于负压限值Pmin04时，安全壳负压注水控制阀组13开启对安全壳内水源18进行补水。安全壳喷淋装置19通过安全壳喷淋装置供水管线32与安全壳内水源补水管线33相连，汲取水分对安全壳01进行喷淋。
包括安全壳内减压抽气管线30、安全壳外减压抽气管线31、安全壳喷淋装置供水管线32、安全壳内水源补水管线33、安全壳水蒸汽注入管线34在内管线，在贯穿安全壳01或抽出气体隔离厂房12时，其安全壳01内外或抽出气体隔离厂房12内外管段均分别设置有隔离阀组。以安全壳外减压抽气管线31为例，在抽出气体隔离容器14与安全壳之间的位置上设置有安全壳隔离阀组11，以进一步保障安全性能。
本实施例具体工作过程如下：
发生事故早期，减压风机10开启，降压机构开始工作，通过处于不同位置的减压抽气入口15均匀抽取安全壳内空气，使安全壳内气压降低，空气组分减少，短时间的安全壳负压运行可以为非能动安全系统提供必要的工作条件，从而提高电厂非能动安全特性。
当安全壳内气压降低，形成负压氛围至负压限值Pmin04时，安全壳负压注水控制阀组13开启对安全壳内水源18进行补水；当安全壳内气压进一步降低，负压氛围至负压限值Pmin01，且持续Tmax01时，内部蒸汽补偿机构工作，安全壳内水蒸汽供汽控制阀组17打开，水蒸汽内部供汽启动，补偿壳内气压，便于空气组分进一步减少，保证安全壳内安全。当安全壳内气压进一步降低，负压氛围至负压限值Pmin02，且持续Tmax02时，外部蒸汽补偿机构也开始工作，安全壳外水蒸汽供汽控制阀组打开，水蒸汽外部供汽也启动，与内部蒸汽补偿机构同时补偿壳内气压，提高了气压补偿速率，便于空气组分进一步减少，保证安全壳内安全。当安全壳压力达到负压限值Pmin03并持续达时间阈值Tmax03，且安全壳内不存在后续质能释放风险时，安全壳负压保护阀组25打开，安全壳与大气连通，空气注入启动。上述过程中，所述负压限值Pmin01、Pmin02、Pmin03、Pmin04满足Pmin04≥Pmin01≥Pmin02≥Pmin03；所述时间阈值Tmax01、Tmax02、Tmax03满足Tmax01≤Tmax02≤Tmax03。如此，内部蒸汽补偿机构、外部蒸汽补偿机构和安全壳内外水源及相应阀组的设置，能够保证负压补偿机构和水源在不同负压情况下以不同的补偿速率给安全壳补偿负压，保障安全性能。
通过上述过程，本实施例能够实现安全壳事故早期降压，有效保证安全壳具有更大的热量导出功率、更低的氢气爆炸风险及更高的非能动安全特性。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (9)

1.一种核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，包括安全壳(01)、降压机构和负压补偿机构；
所述降压机构包括气体隔离容器、减压风机(10)和减压抽气管线；所述减压抽气管线贯穿所述安全壳(01)内外，导通安全壳(01)内腔与气体隔离容器；所述减压风机(10)设置在所述减压抽气管线上；
所述负压补偿机构与安全壳(01)内部导通或设置在安全壳(01)内；
负压补偿机构包括内部蒸汽补偿机构；所述内部蒸汽补偿机构包括安全壳内水蒸汽供汽釜(16)及与其相连的常闭安全壳内水蒸汽供汽控制阀组(17)；安全壳内水蒸汽供汽釜(16)设置在安全壳(01)内部；
安全壳内水蒸汽供汽釜(16)向安全壳(01)内排放水蒸汽的过程由安全壳内水蒸汽供汽控制阀组(17)控制，当安全壳(01)压力达到负压限值Pmin01并持续达时间阈值Tmax01时，安全壳内水蒸汽供汽控制阀组(17)打开，水蒸汽供汽启动。
2.如权利要求1所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，负压补偿机构还包括外部蒸汽补偿机构；所述外部蒸汽补偿机构包括设置在安全外部的安全壳外水蒸汽供汽釜(26)与常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀组(27)；安全壳外水蒸汽供汽釜(26)设置在安全壳(01)外部，并通过贯穿所述安全壳(01)的安全壳水蒸汽注入管线(34)与所述安全壳(01)内部导通，所述常闭安全壳外水蒸汽供汽控制阀组设置在所述安全壳水蒸汽注入管线(34)上；
安全壳外水蒸汽供汽釜(26)通过安全壳水蒸汽注入管线(34)向安全壳(01)内的排放水蒸汽的过程由安全壳外水蒸汽供汽控制阀组(27)控制，当安全壳压力达到负压限值Pmin02并持续达时间阈值Tmax02时，安全壳外水蒸汽供汽控制阀组(27)打开，水蒸汽注入启动。
3.如权利要求2所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述负压限值Pmin01≥Pmin02；所述时间阈值Tmax01、Tmax02满足Tmax01≤Tmax02。
4.如权利要求2所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述安全壳水蒸汽注入管线(34)还与安全壳外水蒸汽汽源(29)导通。
5.如权利要求2所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述安全壳上还设置贯穿安全壳内外的负压保护管线，所述负压保护管线上设置有常闭的安全壳负压保护阀组(25)，当安全壳(01)压力达到负压限值Pmin03并持续达时间阈值Tmax03，且安全壳(01)内不存在后续质能释放风险时，安全壳负压保护阀组(25)打开，安全壳(01)与大气连通，空气注入启动。
6.如权利要求5所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述负压限值Pmin01≥Pmin02≥Pmin03；所述时间阈值Tmax01、Tmax02、Tmax03满足Tmax01≤Tmax02≤Tmax03。
7.如权利要求5所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，还包括安全壳外水源(28)和安全壳内水源(18)，二者通过安全壳内水源补水管线(33)及常闭的安全壳负压注水控制阀组(13)相连，安全壳负压注水控制阀组(13)设置在安全壳内水源补水管线上，当安全壳负压低于负压限值Pmin04时，安全壳负压注水控制阀组(13)开启对安全壳内水源(18)进行补水。
8.如权利要求7所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述负压限值Pmin01、Pmin02、Pmin03、Pmin04满足Pmin04≥Pmin01≥Pmin02≥Pmin03；所述时间阈值Tmax01、Tmax02、Tmax03满足Tmax01≤Tmax02≤Tmax03。
9.如权利要求1-8任一所述的核电厂安全壳事故早期降压系统，其特征在于，所述减压抽气管线(30)具有至少两个减压抽气入口(15)，所述减压抽气入口(15)以不同的抽气角度布置于安全壳(01)内的不同位置。
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