CN109994230A - 一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法，包括主给水管道、主给水隔离阀、蒸汽发生器、主蒸汽隔离阀、排放罐、水冷壁上联箱、水冷壁下联箱、排放液回收装置、空气冷却器、高位膨胀水箱、排气阀及空冷塔，该系统及方法能够在核电站蒸汽发生器发生传热管破裂事故时，能够不依靠外部动力源将蒸汽发生器内带有放射性的高温汽水混合物迅速冷却及回收，可靠性较高。
Description
技术领域
本发明属于核电安全设施技术领域，涉及一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法。
背景技术
核电站蒸汽发生器是一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的热量传递给二回路给水，使之产生一定压力、一定温度和一定干度蒸汽的热交换设备。蒸汽发生器、压力容器和一回路管道共同构成了防止放射性裂变产物溢出的第三道安全屏障。蒸汽发生器作为连接核电站一、二回路设备的枢纽，具有汽液两相流不稳定性和沸腾传热复杂、多变的运行特点。根据压水堆核电站历年事故统计数据，蒸汽发生器传热管破裂事故在压水堆核电站各类非计划停堆事故中占首要原因。如何提高蒸汽发生器传热管破裂事故的应对措施，对整个核电站的安全可靠性有着十分重要的意义。
目前，第三代大型先进压水堆和第四代球床模块式高温气冷堆作为国家科技重大专项技术，得到了国内外科研单位的广泛关注。压水堆核电站蒸汽发生器发生传热管破裂事故时，大量带有放射性的主回路冷却剂通过破口流入蒸汽发生器二次侧，引起二次侧水位升高，二次侧满水易导致放射性物质排入大气环境，造成核污染严重事故。公告号CN104538068A专利文件中公开的“一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法”，提出通过严格规范操纵员事故操作程序，分步骤干预来防止事故工况下蒸汽发生器二次侧的满溢；公告号CN203366766U专利文件中公开的“用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统”，提出通过压水堆配套的蒸汽发生器排污系统，将传热管破裂而泄漏的漏液排放至换料水池。以上两种方案均能够在一定程度上降低放射性向大气环境释放的潜在风险，但局限于事故工况中操纵员操作熟练程度不同和蒸汽发生器排污系统容量较小，在发生蒸汽发生器传热管大面积破裂的极端情况下，无法快速排放大量的放射物，放射性事故进一步扩大的风险仍然较大。另外，高温气冷堆蒸汽发生器发生传热管破裂事故时，二回路系统汽水混合物泄入一回路，水蒸气随着氦气流入反应堆,易引起反应性增加和一回路压力升高,严重情况会导致反应堆堆芯损坏。高温气冷堆配套有蒸汽发生器排放系统，该排放系统能够在传热管破裂时，迅速将二回路系统汽水混合物排入排放罐，可以有效减少进入一回路冷却剂内的汽水量。但原配套系统并未考虑带有放射性的高温汽水混合物如何冷却和回收处理的问题。
发明内容
本发明的目的在于克服上述现有技术的缺点，提供了一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法，该系统及方法能够在核电站蒸汽发生器发生传热管破裂事故时，能够不依靠外部动力源将蒸汽发生器内带有放射性的高温汽水混合物迅速冷却及回收，可靠性较高。
为达到上述目的，本发明所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统包括主给水管道、主给水隔离阀、蒸汽发生器、主蒸汽隔离阀、排放罐、水冷壁上联箱、水冷壁下联箱、排放液回收装置、空气冷却器、高位膨胀水箱、排气阀及空冷塔；
主给水管道经主给水隔离阀与蒸汽发生器吸热侧入口相连通，蒸汽发生器的吸热侧出口与主蒸汽隔离阀相连通，蒸汽发生器的出口与排放罐的入口相连通，排放罐周围布置有水冷壁，水冷壁的管束与水冷壁上联箱及水冷壁下联箱相连通，排放罐底部的出口与排放液回收装置相连通，水冷壁上联箱的出口与空气冷却器的入口及高位膨胀水箱相连通，空气冷却器的出口与水冷壁下联箱相连通，高位膨胀水箱顶部的出口与排气阀相连通，空气冷却器、高位膨胀水箱及排气阀均设置于空冷塔内，空冷塔的侧面设置有进风百叶窗及出风百叶窗。
还包括补水管路，其中，补水管道与高位膨胀水箱的补水口相连通，补水管道上设置有补水阀。
排放罐底部的出口与排放液回收装置通过排放阀相连通。
还包括第一排放管路及第二排放管路，其中，第一排放管道的入口及第二排放管道的入口均与蒸汽发生器的出口相连通，第一排放管路的出口及第二排放管路的出口与排放罐的入口相连通。
第一排放管路上设置有第一阀门及第二阀门，第二排放管路上设置有第三阀门及第四阀门。
水冷壁上联箱的出口与空气冷却器上端的管束汇流排相连通，空气冷却器的冷却管束与其上端的管束汇流排及下端的管束汇流排相连通，水冷壁下联箱与空气冷却器下端的管束汇流排相连通。
本发明所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却方法包括以下步骤：
当蒸汽发生器的传热管发生破裂时，关闭主给水隔离阀及主蒸汽隔离阀，同时开启第一阀门、第二阀门、第三阀门及第四阀门，使得蒸汽发生器内的水汽混合物排入排放罐中；
开启进风百叶窗及出风百叶窗，在空冷塔内形成自然循环冷源，排放罐中的汽水混合物与水冷壁中的冷却水进行换热，使得汽水混合物中的水蒸气凝结形成排放液，水冷壁中的冷却水被加热，加热后的冷却水进入到水冷壁上联箱中，然后再进入到空气冷却器中与外界的自然循环冷源进行换热，最后进入到水冷壁下联箱中，冷空气经进风百叶窗进入空冷塔的底部，然后与空气冷却器中的加热后的冷却水进行换热，最后经出风百叶窗流出；
在系统启动前排放罐内为常压，随着排放罐排放过程的进行，排放罐内的压力逐渐升高，当排放罐内的压力与蒸汽发生器放热侧内的汽水混合物压力相同时，排放过程结束，此时关闭第一阀门、第二阀门、第三阀门及第四阀门，再将排放罐中排放液排入排放液回收装置中。
本发明具有以下有益效果：
本发明所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统及方法在具体操作时，在核电站蒸汽发生器发生传热管破裂事故时，能够不依靠外部动力源将蒸汽发生器内带有放射性的高温汽水混合物迅速冷却及回收，具体的，在系统启动前排放罐内为常压，随着排放罐排放过程的进行，排放罐内的压力逐渐升高，当排放罐内的压力与蒸汽发生器放热侧内的汽水混合物压力相同时，排放过程结束，因此整个排放过程是依靠压力差和高度差进行的，不需要动力源；在冷却过程中，当排放罐内的汽水混合物与水冷壁内的冷却水温度均衡时，冷却过程结束，关闭进风百叶窗和出风百叶窗，冷却过程是依靠温度差进行的，不需要动力源，当排放及冷却过程结束后，则将排放罐中带有放射性的排放液排入排放液回收装置，以实现带有放射性的高温汽水混合物迅速冷却及回收，可靠性较高，避免放射性物质泄漏至外部环境中。
进一步，本发明设置有高位膨胀水箱，可补偿运行过程中温度变化造成的水体积变化，并保持较为平稳的运行压力。
附图说明
图1为本发明的结构示意图。
其中，1为蒸汽发生器、2为主给水隔离阀、3为主蒸汽隔离阀、4为第一阀门、5为第三阀门、6为第二阀门、7为第四阀门、8为排放罐、9为水冷壁、10为水冷壁上联箱、11为水冷壁下联箱、12为排放阀、13为排放液回收装置、14为空气冷却器、15为空冷塔、16为高位膨胀水箱、17为补水阀、18为排气阀、19为进风百叶窗、20为出风百叶窗。
具体实施方式
下面结合附图对本发明做进一步详细描述：
参考图1，本发明所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统包括主给水管道、主给水隔离阀2、蒸汽发生器1、主蒸汽隔离阀3、排放罐8、水冷壁上联箱10、水冷壁下联箱11、排放液回收装置13、空气冷却器14、高位膨胀水箱16、排气阀18及空冷塔15；主给水管道经主给水隔离阀2与蒸汽发生器1吸热侧入口相连通，蒸汽发生器1的吸热侧出口与主蒸汽隔离阀3相连通，蒸汽发生器1的出口与排放罐8的入口相连通，排放罐8周围布置有水冷壁9，水冷壁9的管束与水冷壁上联箱10及水冷壁下联箱11相连通，排放罐8底部的出口与排放液回收装置13相连通，水冷壁上联箱10的出口与空气冷却器14的入口及高位膨胀水箱16相连通，空气冷却器14的出口与水冷壁下联箱11相连通，高位膨胀水箱16顶部的出口与排气阀18相连通，空气冷却器14、高位膨胀水箱16及排气阀18均设置于空冷塔15内，空冷塔15的侧面设置有进风百叶窗19及出风百叶窗20。
本发明还包括补水管路，其中，补水管道与高位膨胀水箱16的补水口相连通，补水管道上设置有补水阀17；排放罐8底部的出口与排放液回收装置13通过排放阀12相连通。
本发明还包括第一排放管路及第二排放管路，其中，第一排放管道的入口及第二排放管道的入口均与蒸汽发生器1的出口相连通，第一排放管路的出口及第二排放管路的出口与排放罐8的入口相连通，其中，第一排放管路上设置有第一阀门4及第二阀门6，第二排放管路上设置有第三阀门5及第四阀门7。
水冷壁上联箱10的出口与空气冷却器14上端的管束汇流排相连通，空气冷却器14的冷却管束与其上端的管束汇流排及下端的管束汇流排相连通，水冷壁下联箱11与空气冷却器14下端的管束汇流排相连通。
蒸汽发生器1、排放罐8、空气冷却器14和高位膨胀水箱16的安装位置错落布置。
本发明所述的核电站蒸汽发生器1非能动事故排放与冷却方法包括以下步骤：
当蒸汽发生器1的传热管发生破裂时，关闭主给水隔离阀2及主蒸汽隔离阀3，同时开启第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7，使得蒸汽发生器1内一、二回路的水汽混合物排入排放罐8中；
开启进风百叶窗19及出风百叶窗20，在空冷塔15内形成自然循环冷源，排放罐8中的汽水混合物与水冷壁9中的冷却水进行热量交换，使得汽水混合物中水蒸气凝结，水冷壁9中的冷却水被加热，加热后的冷却水进入到水冷壁上联箱10中，然后再进入到空气冷却器14中与外界的自然循环冷源进行换热，最后进入到水冷壁下联箱11中，冷空气经进风百叶窗19进入空冷塔15的底部，然后与空气冷却器14中的加热后的冷却水进行换热，最后经出风百叶窗20流出；
打开排气阀18，调节补水阀17的开度，使得高位膨胀水箱16处于正常液位，从而为水冷壁9、水冷壁上联箱10、水冷壁下联箱11及空气冷却器14形成的闭式循环冷却水系统补充冷却水，收容及补偿闭式循环冷却水系统中水的胀缩量，稳定闭式循环冷却水系统中的水压；
排放过程是依靠压力差和高度差进行的，不需要动力源，具体的，在系统启动前排放罐8内为常压，随着排放罐8排放过程的进行，排放罐8内的压力逐渐升高，当排放罐8内的压力与蒸汽发生器1放热侧内的汽水混合物压力相同时，排放过程结束，此时关闭第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7；
冷却过程是依靠温度差进行的，不需要动力源，具体的，当排放罐8内的汽水混合物与水冷壁9内的冷却水温度均衡时，冷却过程结束，关闭进风百叶窗19和出风百叶窗20；
最后打开排放阀12，将排放罐8中带有放射性的排放液排入排放液回收装置13中，对排放液进行检测处理，将其再次回收至反应堆一回路系统或排入废液处理水池。
实施例一
本实施例以压水堆核电机组为例，压水堆核电机组蒸汽发生器1是带汽水分离器的饱和蒸汽发生器1，为立式U型管自然循环式结构。每一座1000MW压水堆核电机组需要三台蒸汽发生器1，蒸汽发生器1管束内为反应堆一回路系统冷却剂，管外壳侧为二回路汽水混合物。一次侧设计压力为17.23MPa，设计温度为343℃；二次侧设计压力为8.6MPa，设计温度为316℃。当其中任意一台蒸汽发生器1发生传热管破裂(SGTR)紧急事故时，蒸汽发生器1非能动事故排放与冷却过程如下：
由于蒸汽发生器1一次侧压力远高于二次侧，为了避免U型传热管束破裂后，一回路系统冷却剂大量泄入二回路，应立即触发反应堆停堆保护系统，关闭主给水隔离阀2和主蒸汽隔离阀3。同时启动蒸汽发生器1紧急排放程序，打开第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7，蒸汽发生器1内一、二回路的汽水混合物迅速排入排放罐8，汽水混合物排放压力为8～16MPa，排放温度为320℃左右；
排放至排放罐8中的高温汽水混合物与水冷壁9中20℃冷却水进行热量交换，高温汽水混合物中水蒸气被凝结，水冷壁9中冷却水被加热后，依靠温度差形成自然循环，80℃热水经水冷壁上联箱10流至空气冷却器14上端的管束汇流排，然后向下流经空气冷却器14的管束与外部壳侧冷空气进行对流换热，被冷却至30℃后再经过空气冷却器14下端的管束汇流排流入水冷壁下联箱11中，重新回至水冷壁9的管束中；
开启进风百叶窗19和出风百叶窗20，在空冷塔15内形成自然循环冷源，20℃冷空气经进风百叶窗19进入空冷塔15的底部，在空气冷却器14外部壳侧被加热后形成自然循环，然后向上经出风百叶窗20流出空冷塔15；
随着排放过程中排放罐8内的压力逐渐升高至2～3MPa时，与蒸汽发生器1内的压力平衡，排放过程结束，关闭第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7；
当排放罐8内的汽水混合物温度降至40～50℃，与水冷壁9内冷却水温度平衡，冷却过程结束，关闭进风百叶窗19和出风百叶窗20；
以上排放和冷却过程完成后，打开排放阀12，将带有放射性的排放液排入排放液回收装置13，然后对排放液进行检测处理，最后将其再次回收至反应堆一回路系统或排入废液处理水池。
实施例二
本实施例以高温气冷堆核电机组为例。高温气冷堆核电机组蒸汽发生器1为立式、直流螺旋管组件式结构，每一座200MW高温气冷堆核电机组有两台蒸汽发生器1，蒸汽发生器1管束内为二回路汽水混合物，管外壳侧为反应堆一回路氦气，一回路运行压力为7MPa，平均温度为750℃；二回路运行压力为13.9MPa，给水温度为205℃，蒸汽温度为566℃。当发生蒸汽发生器1传热管破裂(SGTR)紧急事故时，蒸汽发生器1非能动事故排放与冷却过程如下：
蒸汽发生器1一回路压力远低于二回路，当螺旋传热管束破裂后，二回路系统的汽水混合物泄入一回路中，水蒸气随着氦气流入反应堆,引起反应性增加和一回路压力升高,严重情况会导致反应堆堆芯损坏，应立即触发反应堆停堆保护系统，将主给水隔离阀2和主蒸汽隔离阀3关闭，同时启动蒸汽发生器1紧急排放程序，打开第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7，将蒸汽发生器1内二回路的汽水混合物迅速排入排放罐8，汽水混合物的排放压力为13.9MPa，排放温度为400℃左右；
排放至排放罐8中的高温汽水混合物与水冷壁9中的20℃冷却水进行热量交换，使得高温汽水混合物中的水蒸气凝结，水冷壁9中的冷却水被加热，从而能够依靠温度差形成自然循环，90℃热水经水冷壁上联箱10流至空气冷却器14上端的管束汇流排，再向下流经空气冷却器14的管束与外部壳侧冷空气进行对流换热，被冷却至35℃后再经空气冷却器14下端的管束汇流排流入水冷壁下联箱11中；
开启进风百叶窗19和出风百叶窗20，在空冷塔15内形成自然循环冷源，20℃的冷空气经进风百叶窗19进入空冷塔15的底部，再在空气冷却器14的外部壳侧被加热后形成自然循环，然后向上经出风百叶窗20流出空冷塔15；
依靠蒸汽发生器1和排放罐8之间压力差和高度差进行非能动排放，随着排放过程中排放罐8内压力逐渐升高至1～2MPa时，与蒸汽发生器1内的压力平衡，排放过程结束，此时关闭第一阀门4、第二阀门6、第三阀门5及第四阀门7；
依靠水冷壁9不同位置处冷却水之间温度差进行自然循环冷却，当排放罐8内汽水混合物的温度降至50～60℃，与水冷壁9内冷却水温度平衡，冷却过程结束，关闭进风百叶窗19和出风百叶窗20。
以上排放和冷却过程完成后，打开排放阀12，将带有放射性的排放液排入排放液回收装置13，然后对排放液进行检测处理，最后将其再次回收至反应堆一回路系统或排入废液处理水池。
Claims (7)
1.一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，包括主给水管道、主给水隔离阀(2)、蒸汽发生器(1)、主蒸汽隔离阀(3)、排放罐(8)、水冷壁上联箱(10)、水冷壁下联箱(11)、排放液回收装置(13)、空气冷却器(14)、高位膨胀水箱(16)、排气阀(18)及空冷塔(15)；
主给水管道经主给水隔离阀(2)与蒸汽发生器(1)吸热侧入口相连通，蒸汽发生器(1)的吸热侧出口与主蒸汽隔离阀(3)相连通，蒸汽发生器(1)的出口与排放罐(8)的入口相连通，排放罐(8)周围布置有水冷壁(9)，水冷壁(9)的管束与水冷壁上联箱(10)及水冷壁下联箱(11)相连通，排放罐(8)底部的出口与排放液回收装置(13)相连通，水冷壁上联箱(10)的出口与空气冷却器(14)的入口及高位膨胀水箱(16)相连通，空气冷却器(14)的出口与水冷壁下联箱(11)相连通，高位膨胀水箱(16)顶部的出口与排气阀(18)相连通，空气冷却器(14)、高位膨胀水箱(16)及排气阀(18)均设置于空冷塔(15)内，空冷塔(15)的侧面设置有进风百叶窗(19)及出风百叶窗(20)。
2.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，还包括补水管路，其中，补水管道与高位膨胀水箱(16)的补水口相连通，补水管道上设置有补水阀(17)。
3.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，排放罐(8)底部的出口与排放液回收装置(13)通过排放阀(12)相连通。
4.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，还包括第一排放管路及第二排放管路，其中，第一排放管道的入口及第二排放管道的入口均与蒸汽发生器(1)的出口相连通，第一排放管路的出口及第二排放管路的出口与排放罐(8)的入口相连通。
5.根据权利要求4所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，第一排放管路上设置有第一阀门(4)及第二阀门(6)，第二排放管路上设置有第三阀门(5)及第四阀门(7)。
6.根据权利要求1所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，其特征在于，水冷壁上联箱(10)的出口与空气冷却器(14)上端的管束汇流排相连通，空气冷却器(14)的冷却管束与其上端的管束汇流排及下端的管束汇流排相连通，水冷壁下联箱(11)与空气冷却器(14)下端的管束汇流排相连通。
7.一种核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却方法，其特征在于，基于权利要求1所述的核电站蒸汽发生器非能动事故排放与冷却系统，包括以下步骤：
当蒸汽发生器(1)的传热管发生破裂时，关闭主给水隔离阀(2)及主蒸汽隔离阀(3)，同时开启第一阀门(4)、第二阀门(6)、第三阀门(5)及第四阀门(7)，使得蒸汽发生器(1)内的水汽混合物排入排放罐(8)中；
开启进风百叶窗(19)及出风百叶窗(20)，在空冷塔(15)内形成自然循环冷源，排放罐(8)中的汽水混合物与水冷壁(9)中的冷却水进行换热，使得汽水混合物中的水蒸气凝结形成排放液，水冷壁(9)中的冷却水被加热，加热后的冷却水进入到水冷壁上联箱(10)中，然后再进入到空气冷却器(14)中与外界的自然循环冷源进行换热，最后进入到水冷壁下联箱(11)中，冷空气经进风百叶窗(19)进入空冷塔(15)的底部，然后与空气冷却器(14)中的加热后的冷却水进行换热，最后经出风百叶窗(20)流出；
在系统启动前排放罐(8)内为常压，随着排放罐(8)排放过程的进行，排放罐(8)内的压力逐渐升高，当排放罐(8)内的压力与蒸汽发生器(1)放热侧内的汽水混合物压力相同时，排放过程结束，此时关闭第一阀门(4)、第二阀门(6)、第三阀门(5)及第四阀门(7)，再将排放罐(8)中排放液排入排放液回收装置(13)中。
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