CN110689975A - 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法 - Google Patents

核电站核岛排气疏水系统及查漏方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110689975A
CN110689975A CN201910917455.2A CN201910917455A CN110689975A CN 110689975 A CN110689975 A CN 110689975A CN 201910917455 A CN201910917455 A CN 201910917455A CN 110689975 A CN110689975 A CN 110689975A
Authority
CN
China
Prior art keywords
valve
leakage
nuclear island
nuclear
nuclear power
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201910917455.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110689975B (zh
Inventor
王远国
胡天奇
王鑫
郑明辉
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd
Lingao Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
CGN Power Co Ltd
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Lingdong Nuclear Power Co Ltd
Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd
Lingao Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, CGN Power Co Ltd, Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd, Lingdong Nuclear Power Co Ltd, Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd, Lingao Nuclear Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201910917455.2A priority Critical patent/CN110689975B/zh
Publication of CN110689975A publication Critical patent/CN110689975A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110689975B publication Critical patent/CN110689975B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/002Detection of leaks
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/02Treating gases
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明属于核电站三废处理系统技术领域,提供了一种核电站核岛排气疏水系统,包括设于核电站反应堆厂房内的多个阀门以及与多个所述阀门连接的排水管系;所述排水管系包括阀杆引漏管线、核岛工艺疏水罐和工艺排水汇流管;所述阀杆引漏管线上设有用于控制阀杆引漏管线开启或关闭的隔离阀。本发明还提供了应用于上述核电站核岛排气疏水系统的核电站核岛排气疏水系统查漏方法。本发明提供的核电站核岛排气疏水系统及查漏方法能够在出现阀门阀杆异常泄露时快速有效地确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,降低工作人员的辐射风险。

Description

核电站核岛排气疏水系统及查漏方法
技术领域
本发明属于核电站三废处理系统技术领域,更具体地说,是涉及一种核电站核岛排气疏水系统及查漏方法。
背景技术
核岛排气疏水系统用于收集在核电站核岛产生的气体和液体废物,其中,在反应堆厂房内,一回路相关系统上设有多个隔离阀或调节阀等阀门,例如设于一回路余热排出系统、中压安注系统以及反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统上的阀门,这些阀门在正常运行时会有少量阀杆泄露,阀杆泄露液需要通过阀杆引漏管线由核岛排气疏水系统收集后排出。这样反应堆厂房内存在大量的连接至核岛排气疏水系统的阀门以及与阀门对应的阀杆引漏管线,基于布置原因有些阀杆引漏管线还采用了暗管设计,因此一旦个别阀门出现阀杆异常泄露,就很难确定具体是哪个阀门阀杆异常泄露,导致排查时间长,大幅增加核电站运营成本以及增加了排查工作人员的辐射风险。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核电站核岛排气疏水系统及查漏方法,以解决现有技术中存在的难以确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露位置的技术问题。
为实现上述目的,本发明采用的技术方案是:提供一种核电站核岛排气疏水系统,包括设于核电站反应堆厂房内的多个阀门以及与多个所述阀门连接的排水管系;所述排水管系包括与多个所述阀门分别对应且用于排出所述阀门的阀杆泄露液的多根阀杆引漏管线、用于接收所述阀杆引漏管线所排出的废液的核岛工艺疏水罐和用于接收所述核岛工艺疏水罐所排出的废液并将废液送至核电站反应堆厂房外的工艺排水汇流管;所述阀门通过所述阀杆引漏管线与所述核岛工艺疏水罐连接,所述核岛工艺疏水罐与所述工艺排水汇流管连接,所述阀杆引漏管线上设有用于控制阀杆引漏管线开启和关闭的隔离阀。
进一步地,所述阀杆引漏管线包括与所述阀门连接的多根阀杆引漏支线以及与多根所述阀杆引漏支线连接的阀杆引漏总线,所述阀杆引漏总线与所述核岛工艺疏水罐连接,每根所述阀杆引漏支线上均设有所述隔离阀。
进一步地,所述阀杆引漏管线上设有用于显示阀杆引漏管线流量的流量指示器,所述流量指示器设于所述隔离阀与所述核岛工艺疏水罐之间。
进一步地,所述阀杆引漏管线包括与所述阀门连接的多根阀杆引漏支线以及与多根所述阀杆引漏支线连接的阀杆引漏总线,所述阀杆引漏总线与所述核岛工艺疏水罐连接,每根所述阀杆引漏支线上均设有所述隔离阀和流量指示器。
进一步地,还包括用于抽取所述核岛工艺疏水罐内的废液并排至所述工艺排水汇流管的核岛工艺疏水泵。
进一步地,所述核岛工艺疏水罐与所述核岛工艺疏水泵之间设有泵入口隔离阀。
进一步地,所述核岛工艺疏水泵和所述工艺排水汇流管之间设有泵出口逆止阀和泵出口隔离阀。
进一步地,所述工艺排水汇流管通过贯穿件由所述核电站反应堆厂房内贯通至所述核电站反应堆厂房外;所述贯穿件的两侧均设有贯穿件隔离阀。
本发明还提供了一种核电站核岛排气疏水系统查漏方法,应用于上述的核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
获取所述核岛工艺疏水罐的液位上升速度为第一上升速度;
当所述第一上升速度大于预设速度阈值时,逐一关闭所述阀杆引漏管线上的隔离阀进行查漏;
每次单独关闭一个隔离阀后获取核岛工艺疏水罐的液位上升速度为第二上升速度,根据所述第一上升速度和第二上升速度获取液位上升速度的下降幅度,当所述下降幅度大于预设幅度阈值时确认与该隔离阀所控制的阀杆引漏管线对应的阀门出现阀杆异常泄露;当所述第二上升速度小于等于预设速度阈值时结束查漏,当所述第二上升速度大于预设速度阈值时继续逐一关闭所述阀杆引漏管线上的隔离阀进行查漏。
本发明还提供了一种核电站核岛排气疏水系统查漏方法,应用于上述核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
获取所述核岛工艺疏水罐的液位上升速度;
当所述液位上升速度大于预设速度阈值时,逐个获取所述流量指示器显示的流量值,当所述流量值大于预设流量阈值时,确认与该流量指示器显示的阀杆引漏管线对应的阀门出现阀杆异常泄露。
与现有技术相比,本发明提供的核电站核岛排气疏水系统及查漏方法通过设置与阀门连接的排水管系,当出现阀门阀杆泄露异常时,大量泄露液可以通过与该阀门对应的阀杆引漏管线排出,由于核岛工艺疏水罐与阀杆引漏管线连接且用于接收阀杆引漏管线所排出的废液,因此阀门阀杆异常泄露时排出的大量泄露液就会经阀杆引漏管线流向核岛工艺疏水罐,并且使得核岛工艺疏水罐的水位快速上升,因此当核岛工艺疏水罐的水位上升速度过大异常时,就可以及时获知上游的阀门出现阀杆异常泄露;而且,由于使得阀杆引漏管线上设有用于控制其开启和关闭的隔离阀,能够在出现阀门阀杆异常泄露时快速有效地确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,从而降低工作人员的辐射风险。此外,使得阀杆引漏管线上设有隔离阀和流量指示器,因此可以通过直接观测流量指示器上的读数获取对应的阀杆引漏管线上的流量,从而确定阀杆引漏管线上是否存在异常流量,继而可以快速确定与该阀杆引漏管线对应的阀门是否存在出现阀杆异常泄露,因此能够快速准确地在出现阀门阀杆异常泄露时及时确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动性的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为本发明实施例提供的核电站核岛排气疏水系统的结构示意图;
图2为本发明实施例提供的另一核电站核岛排气疏水系统的结构示意图;
图3为本发明实施例提供的核电站核岛排气疏水系统查漏方法的流程示意图;
图4为本发明实施例提供的另一核电站核岛排气疏水系统查漏方法的流程示意图。
其中,图中各附图标记:
1-阀门;2-排水管系;21-阀杆引漏管线;211-阀杆引漏支线;212-阀杆引漏总线;22-核岛工艺疏水罐;23-工艺排水汇流管;231-贯穿件;232-贯穿件隔离阀;24-隔离阀;25-流量指示器;26-核岛工艺疏水泵;261-泵入口隔离阀;262-泵出口逆止阀;263-泵出口隔离阀;27-含氧废气分离罐;271-疏水管线;272-疏水隔离阀。
具体实施方式
为了使本发明所要解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
需要说明的是,当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件,它可以直接在另一个元件上或者间接在该另一个元件上。当一个元件被称为是“连接于”另一个元件,它可以是直接连接到另一个元件或间接连接至该另一个元件上。
需要理解的是,术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
请参阅图1,其显示了本发明一较佳实施例提供的核电站核岛排气疏水系统;该核电站核岛排气疏水系统包括设于核电站反应堆厂房内的多个阀门1以及与多个阀门1连接的排水管系2;排水管系2包括核岛工艺疏水罐22和工艺排水汇流管23以及与多个阀门1分别对应的多根阀杆引漏管线21;阀门1通过阀杆引漏管线21与核岛工艺疏水罐22连接,阀杆引漏管线21用于排出阀门的阀杆泄露液,核岛工艺疏水罐22用于接收阀杆引漏管线21的所排出的废液,核岛工艺疏水罐22与所述工艺排水汇流管23连接,工艺排水汇流管23用于接收所述核岛工艺疏水罐22所排出的废液并将废液送至核电站反应堆厂房外,阀杆引漏管线21上设有用于控制阀杆引漏管线21开启和关闭的隔离阀24。
上述的核电站核岛排气疏水系统通过设置与阀门1连接的排水管系2,当出现阀门阀杆泄露异常时,大量泄露液可以通过与该阀门1对应的阀杆引漏管线21排出,由于核岛工艺疏水罐22与阀杆引漏管线21连接且用于接收阀杆引漏管线21所排出的废液,因此阀门阀杆异常泄露时排出的大量泄露液就会经阀杆引漏管线21流向核岛工艺疏水罐22,并且使得核岛工艺疏水罐22的水位快速上升,因此当核岛工艺疏水罐22的水位上升速度过大异常时,就可以及时获知上游的阀门1出现阀杆异常泄露;而且,由于使得阀杆引漏管线21上设有用于控制其开启和关闭的隔离阀24,在核电站核岛排气疏水系统工作过程中,阀杆引漏管线21上的隔离阀24可以保持开启使得阀门1阀杆正常泄露可以排向核岛工艺疏水罐22,在出现阀门阀杆泄露异常需要确定泄露位置时可以通过关闭阀杆引漏管线21上的隔离阀24,实现对核电站反应堆厂房内的多根阀杆引漏管线21进行排查,进而快速确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露位置。具体地,关闭阀杆引漏管线21上的隔离阀24时,对应的阀门阀杆泄露液不能流向核岛工艺疏水罐22,因此若是关闭隔离阀24后核岛工艺疏水罐22的水位上升速度迅速下降,即说明该阀杆引漏管线21中流量过大异常,对应的阀门1出现阀杆异常泄露。上述的核电站核岛排气疏水系统通过设置包括有阀杆引漏管线21、核岛工艺疏水罐22和工艺排水汇流管23的排水管系2,而且使得阀杆引漏管线21上设有隔离阀24,能够在出现阀门阀杆异常泄露时快速有效地确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,从而降低工作人员的辐射风险。
具体地,核电站核岛排气疏水系统还包括用于抽取核岛工艺疏水罐22内的废液并排至工艺排水汇流管23的核岛工艺疏水泵26。更具体地,核岛工艺疏水罐22与所述核岛工艺疏水泵26之间设有泵入口隔离阀261,核岛工艺疏水泵26和所述工艺排水汇流管23之间依次设有泵出口逆止阀262和泵出口隔离阀263。这样,设置了核岛工艺疏水泵26之后,可以使得核岛工艺疏水罐22具有强制排水的能力;即可以通过核岛工艺疏水泵26将核岛工艺疏水罐22内的废液排至工艺排水汇流管23而不是依靠重力排水,从而可以降低核岛工艺疏水罐22的布置位置,将核岛工艺疏水罐22布置于工艺排水汇流管23的下方,这样,能够有利于反应堆厂房内的阀门阀杆泄露流向核岛工艺疏水罐22。
具体地,阀杆引漏管线21包括与阀门1连接的多根阀杆引漏支线211以及与多根阀杆引漏支线211连接的阀杆引漏总线212,阀杆引漏总线212与核岛工艺疏水罐22连接,每根所述阀杆引漏支线211上均设有所述隔离阀24。这样,在阀门1需要多个阀杆引漏时,通过设置多根阀杆引漏支线211可以实现将阀杆泄露液排出,而且同一阀门1的多根阀杆引漏支线211通过同一阀杆引漏总线212与核岛工艺疏水罐22连接,从而实现将阀门阀杆泄露液排水送至核岛工艺疏水罐22内,而且由于在每一根阀杆引漏支线211上均设有隔离阀24,从而能够有效快速准确的确定阀门阀杆异常泄露位置。
具体地,工艺排水汇流管23通过贯穿件231由核电站反应堆厂房内贯通至所述核电站反应堆厂房外;贯穿件231的两侧均设有贯穿件231隔离阀24。更具体地,核电站核岛排气疏水系统还包括含氧废气分离罐27,含氧废气分离罐27通过疏水管线271连接至核岛工艺疏水罐22,疏水管线271上设有至少一个疏水隔离阀272,从而可以通过开启疏水隔离阀272将含氧废气分离罐27的疏水排至核岛工艺疏水罐22。
进一步地,请参阅图2,其显示了本发明另一较佳实施例提供的核电站核岛排气疏水系统;该核电站核岛排气疏水系统包括设于核电站反应堆厂房内的多个阀门1以及与多个阀门1连接的排水管系2;排水管系2包括核岛工艺疏水罐22和工艺排水汇流管23以及与多个阀门1分别对应的多根阀杆引漏管线21;阀门1通过阀杆引漏管线21与核岛工艺疏水罐22连接,阀杆引漏管线21用于排出阀门阀杆泄露液,核岛工艺疏水罐22用于接收阀杆引漏管线21所排出的废液,核岛工艺疏水罐22与所述工艺排水汇流管23连接,工艺排水汇流管23用于接收所述核岛工艺疏水罐22所排出的废液并将废液送至核电站反应堆厂房外,阀杆引漏管线21上设有用于控制阀杆引漏管线21开启和关闭的隔离阀24以及位于隔离阀24与核岛工艺疏水罐22之间的流量指示器25,流量指示器25用于显示阀杆引漏管线21的流量。
同样地,上述的核电站核岛排气疏水系统通过设置与阀门1连接的排水管系2,当核岛工艺疏水罐22的水位上升速度过大时,可以及时获知上游的阀门1出现阀杆异常泄露;而且,由于使得阀杆引漏管线21上设有隔离阀24和流量指示器25,因此可以通过直接观测流量指示器25上的读数获取对应的阀杆引漏管线21上的流量,从而确定阀杆引漏管线21上是否存在异常过大流量,继而可以快速确定与该阀杆引漏管线21对应的阀门1是否存在出现阀杆异常泄露,因此能够快速准确地在出现阀门阀杆异常泄露时及时确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,从而降低工作人员的辐射风险。此外,由于配置了隔离阀24,也还可以通过隔离阀24进一步地确认是否存在阀杆异常泄露,从而有效增加查漏的准确性。
具体地,阀杆引漏管线21包括与阀门1连接的多根阀杆引漏支线211以及与多根阀杆引漏支线211连接的阀杆引漏总线212,阀杆引漏总线212与核岛工艺疏水罐22连接,每根阀杆引漏支线211上均设有所述隔离阀24和流量指示器25。这样,在阀门1需要多个阀杆引漏时,通过设置多根阀杆引漏支线211,并且在每一根阀杆引漏支线211上均设有隔离阀24和流量指示器25,能够有效快速准确确定阀门阀杆异常泄露位置,具体地,当出现阀门阀杆异常泄露需要进行排查时,对于同一个阀门1可以通过逐个观察阀杆引漏支线211的流量指示器25确定是否异常泄露位置,也可以通过逐个关闭阀杆引漏支线211的隔离阀24确实是否存在异常泄露位置。
请参阅图3,其显示了本发明一较佳实施例提供的核电站核岛排气疏水系统查漏方法,应用于图1所示的核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
S1,获取核岛工艺疏水罐22的液位上升速度为第一上升速度;具体地,可以通过用于显示核岛工艺疏水罐22的液位的液位指示器来获取液位上升速度。
S2,当第一上升速度大于预设速度阈值时,逐个关闭阀杆引漏管线21上的隔离阀24进行查漏;具体地,通过阀杆引漏管线21连接至核岛工艺疏水罐22的多个阀门1在处于正常工作状态时,阀门1阀杆会出现正常的少量泄露,这样,多个阀门1的正常阀杆泄露会流向核岛工艺疏水罐22,使得核岛工艺疏水罐22出现液位上升;而当第一上升速度大于预设速度阈值时,即说明此时核岛工艺疏水罐22的来水异常增多,需要对连接至核岛工艺疏水罐22的多个阀门1进行阀杆泄露的排查,从而确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,而通过逐个关闭阀杆引漏管线21上的隔离阀24进行查漏即可以逐个确认阀杆引漏管线21上是否存在异常流量。具体地,预设速度阈值可以根据正常工作状态时阀门1阀杆正常的少量泄露流向核岛工艺疏水罐22的流量确定,即预设阈值可以大于等于阀门阀杆正常泄露状态下的核岛工艺疏水罐22的液位上升速度。
S3,每次单独关闭一个隔离阀24后获取核岛工艺疏水罐22的液位上升速度为第二上升速度,根据第一上升速度和第二上升速度获取液位上升速度的下降幅度,当下降幅度大于预设幅度阈值时确认与该隔离阀所控制的阀杆引漏管线对应的阀门出现阀杆异常泄露;当第二上升速度小于等于预设速度阈值时结束查漏,当第二上升速度大于预设速度阈值时继续逐一关闭所述阀杆引漏管线上的隔离阀进行查漏。具体地,每次单独关闭一个隔离阀24后获取核岛工艺疏水罐22的液位上升速度为第二上升速度,从而根据第一上升速度和第二上升速度的差值即可有效得到液位上升速度的下降幅度,如果单独关闭一个隔离阀24后,核岛工艺疏水罐22的液位上升速度迅速下降,即下降幅度大于预设幅度阈值时,可以确认该隔离阀24所控制的阀杆引漏管线21存在异常的过大流量,因此可以确认与该隔离阀24所控制的阀杆引漏管线21对应的阀门1出现阀杆异常泄露,从而能够快速确定阀门阀杆异常泄露位置;同时当第二上升速度小于等于预设速度阈值时结束查漏,当第二上升速度大于预设速度阈值时继续逐一关闭所述阀杆引漏管线21上的隔离阀24进行查漏。即在查漏确定出现一个或多个阀门1出现阀杆异常泄露后,还需要判断是否还存在其他阀门1出现阀杆异常泄露,通过关闭隔离阀24后,第二上升速度小于等于预设速度阈值即说明核岛工艺疏水罐22的液位上升速度已经恢复正常,可以结束查漏;当第二上升速度大于预设速度阈值时即说明此时核岛工艺疏水罐22的来水依然异常增多,因此继续逐一关闭所述阀杆引漏管线21上的隔离阀24进行查漏,从而能够保证快速准确完整的确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,从而降低工作人员的辐射风险。
具体地,在本实施例中,阀杆引漏管线21包括与阀门1连接的多根阀杆引漏支线211以及与多根阀杆引漏支线211连接的阀杆引漏总线212,阀杆引漏总线212与核岛工艺疏水罐22连接,每根所述阀杆引漏支线211上均设有所述隔离阀24。这样,在阀门1需要多个阀杆引漏时,通过设置多根阀杆引漏支线211可以实现将阀杆泄露排出,而在进行查漏时可以逐一关闭阀杆引漏支线211上的隔离阀24,从而能够准确快速的确定阀门阀杆异常泄露位置。
请参阅图4,其显示了本发明另一较佳实施例提供的一种核电站核岛排气疏水系统查漏方法,应用于图2所示的核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
S1,获取所述核岛工艺疏水罐22的液位上升速度;具体地,可以通过用于显示核岛工艺疏水罐22的液位的液位指示器来获取位上升速度。
S2,当所述液位上升速度大于预设速度阈值时,逐个获取所述流量指示器25显示的流量值;具体地,通过阀杆引漏管线21连接至核岛工艺疏水罐22的多个阀门1在处于正常工作状态时,阀门1阀杆会出现正常的少量泄露,这样,多个阀门1的正常阀杆泄露会流向核岛工艺疏水罐22,使得核岛工艺疏水罐22出现液位上升;而当液位上升速度大于预设速度阈值时,即说明此时核岛工艺疏水罐22的来水异常增多,需要对连接至核岛工艺疏水罐22的多个阀门1进行阀杆泄露的排查,从而确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,而通过逐个获取所述流量指示器25显示的流量值,既可以迅速有效的逐个获知阀杆引漏管线21上的流量,从而可以迅速进行判断。具体地,预设流量阈值可以根据正常工作状态时阀门1阀杆形成的泄露流量确定,即预设流量阈值可以大于等于正常工作状态下由阀门1阀杆正常泄露形成的泄露流量;当所述流量值大于预设流量阈值时,确认与该流量指示器25显示的阀杆引漏管线21对应的阀门1出现阀杆异常泄露。具体地,当获取所述流量指示器25显示的流量值大于预设流量阈值时即说明与该流量指示器25对应的阀杆引漏管线21上存在异常过大流量,因此可以确认与该流量指示器25对应的阀杆引漏管线21对应的阀门1出现阀杆异常泄露,从而能够快速确定阀门阀杆异常泄露位置。这样,通过逐个获取所述流量指示器25显示的流量值并进行阈值判断就可以迅速有效进行查漏,从而能够保证快速准确完整的确定反应堆厂房内阀门阀杆异常泄露的位置,有效降低了核电站运营成本,且能够有效减少排查时间,从而降低工作人员的辐射风险。
具体地,在本实施例中,阀杆引漏管线21包括与阀门1连接的多根阀杆引漏支线211以及与多根阀杆引漏支线211连接的阀杆引漏总线212,阀杆引漏总线212与核岛工艺疏水罐22连接,每根阀杆引漏支线211上均设有所述隔离阀24和流量指示器25。这样,在阀门1需要多个阀杆引漏时,通过设置多根阀杆引漏支线211,并且在每一根阀杆引漏支线211上均设有隔离阀24和流量指示器25,从而逐一读取阀杆引漏支线211上的流量指示器25的流量值并进行阈值判断可以迅速准确定阀门阀杆异常泄露位置。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,包括设于核电站反应堆厂房内的多个阀门以及与多个所述阀门连接的排水管系;所述排水管系包括与多个所述阀门分别对应且用于排出所述阀门的阀杆泄露液的多根阀杆引漏管线、用于接收所述阀杆引漏管线所排出的废液的核岛工艺疏水罐和用于接收所述核岛工艺疏水罐所排出的废液并将废液送至核电站反应堆厂房外的工艺排水汇流管;所述阀门通过所述阀杆引漏管线与所述核岛工艺疏水罐连接,所述核岛工艺疏水罐与所述工艺排水汇流管连接,所述阀杆引漏管线上设有用于控制阀杆引漏管线开启和关闭的隔离阀。
2.如权利要求1所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述阀杆引漏管线包括与所述阀门连接的多根阀杆引漏支线以及与多根所述阀杆引漏支线连接的阀杆引漏总线,所述阀杆引漏总线与所述核岛工艺疏水罐连接,每根所述阀杆引漏支线上均设有所述隔离阀。
3.如权利要求1所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述阀杆引漏管线上设有用于显示阀杆引漏管线流量的流量指示器,所述流量指示器设于所述隔离阀与所述核岛工艺疏水罐之间。
4.如权利要求3所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述阀杆引漏管线包括与所述阀门连接的多根阀杆引漏支线以及与多根所述阀杆引漏支线连接的阀杆引漏总线,所述阀杆引漏总线与所述核岛工艺疏水罐连接,每根所述阀杆引漏支线上均设有所述隔离阀和流量指示器。
5.如权利要求3所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,还包括用于抽取所述核岛工艺疏水罐内的废液并排至所述工艺排水汇流管的核岛工艺疏水泵。
6.如权利要求5所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述核岛工艺疏水罐与所述核岛工艺疏水泵之间设有泵入口隔离阀。
7.如权利要求5所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述核岛工艺疏水泵和所述工艺排水汇流管之间设有泵出口逆止阀和泵出口隔离阀。
8.如权利要求5所述的核电站核岛排气疏水系统,其特征在于,所述工艺排水汇流管通过贯穿件由所述核电站反应堆厂房内贯通至所述核电站反应堆厂房外;所述贯穿件的两侧均设有贯穿件隔离阀。
9.一种核电站核岛排气疏水系统查漏方法,其特征在于,应用于权利要求1-8任一项所述的核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
获取所述核岛工艺疏水罐的液位上升速度为第一上升速度;
当所述第一上升速度大于预设速度阈值时,逐一关闭所述阀杆引漏管线上的隔离阀进行查漏;
每次单独关闭一个隔离阀后获取核岛工艺疏水罐的液位上升速度为第二上升速度,根据所述第一上升速度和第二上升速度获取液位上升速度的下降幅度,当所述下降幅度大于预设幅度阈值时确认与该隔离阀所控制的阀杆引漏管线对应的阀门出现阀杆异常泄露;当所述第二上升速度小于等于预设速度阈值时结束查漏,当所述第二上升速度大于预设速度阈值时继续逐一关闭所述阀杆引漏管线上的隔离阀进行查漏。
10.一种核电站核岛排气疏水系统查漏方法,其特征在于,应用于权利要求3-8任一项所述核电站核岛排气疏水系统,包括以下步骤:
获取所述核岛工艺疏水罐的液位上升速度;
当所述液位上升速度大于预设速度阈值时,逐个获取所述流量指示器显示的流量值,当所述流量值大于预设流量阈值时,确认与该流量指示器显示的阀杆引漏管线对应的阀门出现阀杆异常泄露。
CN201910917455.2A 2019-09-26 2019-09-26 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法 Active CN110689975B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910917455.2A CN110689975B (zh) 2019-09-26 2019-09-26 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910917455.2A CN110689975B (zh) 2019-09-26 2019-09-26 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110689975A true CN110689975A (zh) 2020-01-14
CN110689975B CN110689975B (zh) 2021-08-24

Family

ID=69110439

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910917455.2A Active CN110689975B (zh) 2019-09-26 2019-09-26 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110689975B (zh)

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102226484A (zh) * 2011-04-11 2011-10-26 江苏大学 核级阀门阀杆密封泄漏在线监测装置
WO2013157989A1 (ru) * 2012-04-17 2013-10-24 Открытое акционерное общество Нижегородская инжиниринговая компания "Атомэнергопроект" Система дренажей и проточек главного циркуляционного насосного агрегата
CN104425045A (zh) * 2013-09-11 2015-03-18 中国广核集团有限公司 核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法
CN204303359U (zh) * 2014-11-28 2015-04-29 中广核工程有限公司 一种核电厂辅助给水系统汽动泵泄漏水排放装置
CN105448367A (zh) * 2014-08-19 2016-03-30 中国广核集团有限公司 核电站主泵泄漏异常的处理方法
CN205722815U (zh) * 2016-06-21 2016-11-23 苏州科技大学 一种测量阀门微泄漏率的装置
CN205900113U (zh) * 2016-06-14 2017-01-18 中国核电工程有限公司 用于收集核电站主泵低压轴封泄漏水的收集系统
CN208673735U (zh) * 2018-09-13 2019-03-29 中国核动力研究设计院 一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102226484A (zh) * 2011-04-11 2011-10-26 江苏大学 核级阀门阀杆密封泄漏在线监测装置
WO2013157989A1 (ru) * 2012-04-17 2013-10-24 Открытое акционерное общество Нижегородская инжиниринговая компания "Атомэнергопроект" Система дренажей и проточек главного циркуляционного насосного агрегата
CN104425045A (zh) * 2013-09-11 2015-03-18 中国广核集团有限公司 核电站一回路稳压器系统信息处理方法和排查方法
CN105448367A (zh) * 2014-08-19 2016-03-30 中国广核集团有限公司 核电站主泵泄漏异常的处理方法
CN204303359U (zh) * 2014-11-28 2015-04-29 中广核工程有限公司 一种核电厂辅助给水系统汽动泵泄漏水排放装置
CN205900113U (zh) * 2016-06-14 2017-01-18 中国核电工程有限公司 用于收集核电站主泵低压轴封泄漏水的收集系统
CN205722815U (zh) * 2016-06-21 2016-11-23 苏州科技大学 一种测量阀门微泄漏率的装置
CN208673735U (zh) * 2018-09-13 2019-03-29 中国核动力研究设计院 一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN110689975B (zh) 2021-08-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP3905263A1 (en) Nuclear power plant leakage monitoring alarm method and alarm system
CN108181099B (zh) 一种核反应堆稳压器安全阀水封试验系统及其试验方法
RU2690524C1 (ru) Система контроля протечек жидкости из бассейна выдержки отработавшего ядерного топлива
CN208673735U (zh) 一种反应堆压力容器密封泄漏收集系统
CN109855814B (zh) 一种核电厂rcpb隔离阀密封性检测方法以及系统
CN105157923A (zh) 安全壳封闭回路上进出口隔离阀组密封性试验方法
KR100942194B1 (ko) 원자로 냉각재 계통의 배수장치 및 배수방법
CN103400612B (zh) 核电站不可识别泄漏的预警方法和系统
CN107146644B (zh) 一种反应堆压力容器液位探测器功能验证的试验装置
CN110689975B (zh) 核电站核岛排气疏水系统及查漏方法
CN106969946A (zh) 一种用于凝汽器检漏的凝结水取样方法及装置
CN105181015A (zh) 一种lng加气站故障诊断系统及方法
CN206670982U (zh) 一种用于凝汽器检漏的凝结水取样装置
CN110491532B (zh) 核电站主泵泄漏异常处理系统和方法
CN208311967U (zh) 一种管道滴漏检测装置
CN207180946U (zh) 一种火力发电厂高低旁路阀泄漏预警检测系统
CN111192697A (zh) 基于虹吸原理的泄漏报警检测系统
CN206399617U (zh) 板式换热器的打压测试装置
CN201892031U (zh) 一种煤气管道排水器
CN104538069A (zh) 核电站反应堆冷却剂系统半管运行液位试验系统
CN112216411A (zh) 一种压水堆核电站一回路排气方法
CN208983001U (zh) 空冷凝汽器疏水系统
CN207764053U (zh) 一种压力容器的抗压检测装置
CN111521352A (zh) 一种核电站机组逆止阀密封性检测和异常处理方法
CN111489839A (zh) 一种发电机排氢装置

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant