CN112233827A - 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法 - Google Patents

一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法 Download PDF

Info

Publication number
CN112233827A
CN112233827A CN202010948374.1A CN202010948374A CN112233827A CN 112233827 A CN112233827 A CN 112233827A CN 202010948374 A CN202010948374 A CN 202010948374A CN 112233827 A CN112233827 A CN 112233827A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor
hydrogen
coolant loop
pressure
controlling
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
CN202010948374.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112233827B (zh
Inventor
赖宏宇
蔡金平
吴忠良
郑梅芳
史慧梅
田民顺
陈勇
黄成�
刘祥亭
邓清泉
王骏
李江鹏
连靓雯
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.)
CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
CNNC Fujian 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 CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd filed Critical CNNC Fujian Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202010948374.1A priority Critical patent/CN112233827B/zh
Publication of CN112233827A publication Critical patent/CN112233827A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112233827B publication Critical patent/CN112233827B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及核反应堆热工水利技术领域，尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法。所述方法为：反应堆次临界前72小时～48小时，控制稳压器气相管线吹扫压力及主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界前48小时～24小时，控制主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；反应堆次临界至稳压器汽腔淹没，确认氢气含量；在汽腔淹没过程中，控制抬水位速率；汽腔完全淹没之后中断扫气；主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行，容积控制箱气相持续氮气吹扫；确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，氧化运行。本发明避免灭汽腔后溶氢反弹，使氧化停堆主线时间可控，保证经济效益最大化。

Description

一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制 方法
技术领域
本发明涉及核反应堆热工水利技术领域，尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法。
背景技术
氢是一种还原气体。在核电站反应堆冷却剂系统(RCP)中添加氢的目的是为了抑制水的辐射分解产生氧化剂。氢也可与水中的氧自由基结合，从而去除水中的氧。在功率运行模式下RCP系统通过与其相连的化学和容积控制系统(RCV)的容积控制箱(RCV002BA)保持氢覆盖，保证有一个足够的还原环境。一般情况下，RCP系统溶解氢含量需足够高，以限制水的辐射分解；同时也不能太高，以防止锆合金的氢脆风险及蒸汽发生器690合金传热管一次侧的应力裂纹腐蚀风险。
国内M310核电机组一般将功率运行模式下RCP系统中溶解氢含量期望值定在25～35mL/kg，限值定在20～50mL/kg。
M310核电机组在每次燃料循环末期需打开RCP系统进行更换核燃料及检修等操作，此状态会导致RCP系统与空气直接接触。为防止H2/O2混合爆炸风险，在RCP系统打开前应先用氮气置换掉溶解氢，确保溶解氢含量＜3mL/kg后加入双氧水进行氧化运行，促使腐蚀产物提前集中“释放”，并通过加大RCV系统的净化流量，有效减少腐蚀产物在设备及管道表面沉积，尽可能降低换料大修期间的人员辐射剂量。
如图1所示，M310核电机组在正常运行发电时为了维持RCP系统压力稳定，设有与RCP系统相连的稳压器(PZR)，将压力维持在15.5MPa.a的整定值附近，以防止一回路冷却剂汽化。稳压器内贮有两相状态的水，水和蒸汽都处在确定的压力所对应的同一温度上，依靠PZR喷淋阀和加热器进行压力调节，同时可缓冲一回路系统水容积的迅速变化。
在M310核电机组氧化冷停堆的过程中，一般：1、通过使用金属软管将PZR上部的化学取样管线连接到硼回收系统(TEP)前置箱扫气将RCP系统氢气导出；2、通过RCV002BA补入氮气进行气体置换；3、通过启动TEP系统除气器除去溶氢；4、通过RCV系统减小下泄流量、增加上充流量，抬水位使PZR汽腔淹没。汽腔淹没后，即用RCV系统控制一回路压力完成泄压后开展氧化运行。现有技术中，一般是通过经验控制氮气置换溶解氢及PZR汽腔淹没的过程，但容易在汽腔淹没过程中使PZR气相中的氢气回溶到RCP水相中，使溶氢反弹，甚至超过3mL/kg，制约机组后续加入双氧水，延长了机组氧化停堆主线时间，增加了成本。
发明内容
本发明要解决的技术问题是：提供一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，避免灭汽腔后溶氢反弹，使氧化停堆主线时间可控，保证经济效益最大化。
本发明提供了一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，包括：
步骤S1：反应堆次临界前72小时～48小时，进行扫气，控制稳压器气相管线吹扫压力为0.15～0.6MPa，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg；
步骤S2：反应堆次临界前48小时～24小时，隔离容积控制箱的氢气源，进行氮气覆盖；控制主冷却剂回路溶氢量；
步骤S3：反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；在次临界前1小时，溶解氢尽可能接近5mL/kg；
步骤S4：反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气；
步骤S5：主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行的时间段内，容积控制箱气相持续氮气吹扫；确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，进行氧化运行。
优选地，所述步骤S1前还包括：
反应堆次临界前三周，核实稳压器至硼回收系统前置箱扫气管线的可用性，进行试吹扫试验。
优选地，所述步骤S4具体包括：
反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
机组热停堆后投运硼回收系统除气器多反应堆冷却剂进行除气，除气后反应堆冷却剂返回到主冷却剂回路，以降低主冷却剂回路中溶解氢浓度；
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
汽腔淹没前，主冷却剂回路系统溶解氢＜2mL/kg；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气。
优选地，所述步骤S4中，所述主冷却剂回路温度维持≤5℃。
优选地，所述步骤S4中，固定时间间隔内稳压器气相吹扫管线压力进行巡检，将稳压器气相吹扫管线压力调解为0.4～0.6MPa。
优选地，所述步骤S4中，所述固定时间间隔为18～22分钟。
优选地，所述步骤S4中，所述固定时间间隔为20分钟。
优选地，所述步骤S2中，通过控制稳压器气相管线吹扫压力调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg，且尽量接近20mL/kg。
优选地，所述步骤S3中，通过控制稳压器气相管线吹扫压力，调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为5～25mL/kg。
优选地，所述步骤S5中，
确认主冷却剂回路溶氢＜3mL/kg后，待主系统降温至80℃，注入双氧水进行氧化运行。
与现有技术相比，本发明的核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，通过细化步骤，能准确地控制核电站反应堆冷却剂系统氧化运行前溶解氢含量，避免灭汽腔后溶氢反弹，使氧化停堆主线时间可控，保证经济效益最大化。该方法经福清核电多次氧化停堆验证有效。
附图说明
图1表示核电机组主冷却剂回路与容积控制箱的关系图；
图2表示本发明核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法的流程图；
其中，1为主冷却剂回路，2为稳压器，3为容积控制箱。
具体实施方式
为了进一步理解本发明，下面结合实施例对本发明的实施方案进行描述，但是应当理解，这些描述只是为进一步说明本发明的特征和优点，而不是对本发明的限制。
在本发明中涉及的溶解氢的控制范围均是指在标准状况(STP)下溶解氢。
本发明的实施例公开了一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，如图2所示，包括：
步骤S1：反应堆次临界前72小时～48小时，进行扫气，控制稳压器气相管线吹扫压力为0.15～0.6MPa，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg；
步骤S2：反应堆次临界前48小时～24小时，隔离容积控制箱的氢气源，进行氮气覆盖；控制主冷却剂回路溶氢量；
步骤S3：反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；在次临界前1小时，溶解氢尽可能接近5mL/kg；
步骤S4：反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气；
步骤S5：主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行的时间段内，容积控制箱气相持续氮气吹扫；确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，进行氧化运行。
为了保证后续吹扫顺利进行，优选地，所述步骤S1前还包括：
反应堆次临界前三周，核实稳压器至硼回收系统前置箱扫气管线的可用性，进行试吹扫试验。
按照本发明，步骤S1：反应堆次临界前72小时～48小时，进行扫气，控制稳压器气相管线吹扫压力为0.15～0.6MPa，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg；
通过稳压器汽腔吹扫可有效减少主冷却剂回路中溶解氢的含量。
通常可根据主冷却剂回路在线溶解氢表进行读数，从而实时控制主冷却剂回路溶解氢含量。
稳压器气相管线吹扫压力≥0.9MPa时会触发反应堆安全壳内外隔离阀关闭信号，中断吹扫；
氧化停堆前24小时，需保持溶氢＞20mL/kg，以抑制水的辐照分解。
按照本发明，步骤S2：反应堆次临界前48小时～24小时，隔离容积控制箱的氢气源，进行氮气覆盖；控制主冷却剂回路溶氢量。
优选地，通过控制稳压器气相管线吹扫压力调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg，且尽量接近20mL/kg。
按照本发明，步骤S3：反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；在次临界前1小时，溶解氢尽可能接近5mL/kg；
优选地，通过控制稳压器气相管线吹扫压力，调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为5～25mL/kg。
按照本发明，步骤S4：反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气。
优选地，所述步骤S4具体包括：
反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
机组热停堆后投运硼回收系统除气器多反应堆冷却剂进行除气，除气后反应堆冷却剂返回到主冷却剂回路，以降低主冷却剂回路中溶解氢浓度；
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
汽腔淹没前，主冷却剂回路系统溶解氢＜2mL/kg；优选地，主冷却剂回路系统溶解氢＜1mL/kg；通过降低主冷却剂回路溶解氢浓度，可嫌少减小溶氢反弹的基数，同时根据亨利定律：液相中溶氢减少后汽相氢气随之也会减少；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；优选地，所述主冷却剂回路温度维持≤5℃；
稳压器抬水位较快，会导致汽相中氢气浓度增加过快，根据亨利定律，汽相中氢气会反溶入液相，从而导致溶氢反弹，缓慢灭汽腔有利于减少溶氢反弹幅度；稳压器抬水位较慢会导致氧化运行时间推后，影响检修工期；因此，本发明通过多次试验，获得了最佳抬水位速率；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；优选地，巡检后，将稳压器气相吹扫管线压力调解为0.4～0.6MPa；所述固定时间间隔优选为18～22分钟，更优选为20分钟；对稳压器汽相进行最大力度连续吹扫，使氢气最大程度导出，避免压缩汽腔时汽腔中氢气浓度变高而溶入主冷却剂回路；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气。
较晚隔离稳压器吹扫管线，可减少汽相中高浓度氢气残留，这些氢气在灭汽腔后期将全部反溶入RCP，从而控制溶氢反弹幅度。
按照本发明，步骤S5：主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行的时间段内，容积控制箱气相持续氮气吹扫；
确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，进行氧化运行。
优选地，确认主冷却剂回路溶氢＜3mL/kg后，待主系统降温至80℃，注入双氧水进行氧化运行。
为了进一步理解本发明，下面结合实施例对本发明提供的核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法进行详细说明，本发明的保护范围不受以下实施例的限制。
实施例1
(1)反应堆次临界前三周：核实PZR至TEP前置箱扫气管线的可用性，进行试吹扫试验；
(2)反应堆次临界前72小时至48小时的时间段内：
连接金属软管，开始实施PZR至TEP前置箱扫气；
通过控制稳压器汽相管线吹扫压力，将核取样系统11号热交换器出口取样管线压力表(REN011LP)调节至0.15～0.6MPa，调节扫气流量，根据RCP系统在线溶解氢表(REN013MG)读数，控制RCP溶氢按照可接受区域控制：20～25mL/kg。
(3)反应堆次临界前48小时至24小时的时间段内：
隔离容积控制箱氢气源，进行氮气覆盖；
通过控制PZR汽相管线吹扫压力调节扫气流量，根据REN013MG读数，控制RCP溶氢按照可接受区域控制：20～25mL/kg，尽量按接近下限20mL/kg；
(4)反应堆次临界前24小时至次临界的时间段内：
通过控制PZR汽相管线吹扫压力调节扫气流量，根据REN013MG读数，控制RCP溶氢按照可接受区域控制：5～25mL/kg；
如果RCP系统溶解氢＞20mL/kg,尽量调大PZR汽相管线流量，将REN011LP调节至0.4～0.6MPa，必要时对RCV002BA进行气侧氮气吹扫，争取在次临界前1小时溶解氢尽可能接近5mL/kg。
(5)反应堆次临界至PZR汽腔淹没的时间段内：
机组热停堆后尽快投运TEP系统除气器对反应堆冷却剂进行除气，除气后的反应堆冷却剂返回到RCP，以降低RCP中溶解氢浓度；
汽腔淹没前取样确认RCV002BA气相氢气＜2％，并保持连续吹扫；
汽腔淹没前要求RCP系统溶解氢＜2mL/kg；
在汽腔淹没过程中通过调节RCV系统上充、下泄流量控制稳压器抬水位速率，使稳压器水位变送器(RCP012MN)从0m到2.3m的时间控制在2.5-4小时注5，即抬水位速率控制在0.57-0.92m/h。
在汽腔淹没过程中RCP系统温度维持尽量稳定；
在汽腔淹没过程中必须保持PZR汽腔吹扫，以防止PZR气相氢回溶到RCP水相中，使溶氢反弹。每20分钟巡检PZR气相吹扫管线压力，将REN011LP调节至0.4-0.6MPa。
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃才能中断PZR扫气；
(6)PZR汽腔淹没至氧化运行的时间段内：
RCV002BA气相要求持续氮吹扫；
确认RCP系统溶氢＜3mL/kg后，待主系统降温至80℃，注入双氧水进行氧化运行。
以上实施例的说明只是用于帮助理解本发明的方法及其核心思想。应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理的前提下，还可以对本发明进行若干改进和修饰，这些改进和修饰也落入本发明权利要求的保护范围内。
对所公开的实施例的上述说明，使本领域专业技术人员能够实现或使用本发明。对这些实施例的多种修改对本领域的专业技术人员来说将是显而易见的，本文中所定义的一般原理可以在不脱离本发明的精神或范围的情况下，在其它实施例中实现。因此，本发明将不会被限制于本文所示的这些实施例，而是要符合与本文所公开的原理和新颖特点相一致的最宽的范围。

Claims (10)

1.一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，包括：
步骤S1：反应堆次临界前72小时～48小时，进行扫气，控制稳压器气相管线吹扫压力为0.15～0.6MPa，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg；
步骤S2：反应堆次临界前48小时～24小时，隔离容积控制箱的氢气源，进行氮气覆盖；控制主冷却剂回路溶氢量；
步骤S3：反应堆次临界前24小时至次临界时，控制主冷却剂回路溶氢量；在次临界前1小时，溶解氢尽可能接近5mL/kg；
步骤S4：反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气；
步骤S5：主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行的时间段内，容积控制箱气相持续氮气吹扫；确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后，进行氧化运行。
2.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S1前还包括：
反应堆次临界前三周，核实稳压器至硼回收系统前置箱扫气管线的可用性，进行试吹扫试验。
3.根据权利要求1或2所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S4具体包括：
反应堆次临界至稳压器汽腔淹没的时间段内，
机组热停堆后投运硼回收系统除气器多反应堆冷却剂进行除气，除气后反应堆冷却剂返回到主冷却剂回路，以降低主冷却剂回路中溶解氢浓度；
汽腔淹没前取样，确认容积控制箱气相氢气含量＜2％，并保持连续吹扫；
汽腔淹没前，主冷却剂回路系统溶解氢＜2mL/kg；
在汽腔淹没过程中，使稳压器水位变送器的抬水位速率控制在0.57～0.92m/h，主冷却剂回路系统温度维持稳定；
保持稳压器汽腔吹扫，固定时间间隔内对稳压器气相吹扫管线压力进行巡检；
汽腔完全淹没之后满30分钟且主系统温度降至＜170℃，中断扫气。
4.根据权利要求2所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S4中，所述主冷却剂回路温度维持≤5℃。
5.根据权利要求2所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S4中，
固定时间间隔内稳压器气相吹扫管线压力进行巡检，将稳压器气相吹扫管线压力调解为0.4～0.6MPa。
6.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S4中，所述固定时间间隔为18～22分钟。
7.根据权利要求6所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S4中，所述固定时间间隔为20分钟。
8.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S2中，通过控制稳压器气相管线吹扫压力调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为20～25mL/kg，且尽量接近20mL/kg。
9.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S3中，通过控制稳压器气相管线吹扫压力，调节扫气流量，控制主冷却剂回路溶氢量为5～25mL/kg。
10.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法，其特征在于，所述步骤S5中，
确认主冷却剂回路溶氢＜3mL/kg后，待主系统降温至80℃，注入双氧水进行氧化运行。
CN202010948374.1A 2020-09-10 2020-09-10 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法 Active CN112233827B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010948374.1A CN112233827B (zh) 2020-09-10 2020-09-10 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202010948374.1A CN112233827B (zh) 2020-09-10 2020-09-10 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112233827A true CN112233827A (zh) 2021-01-15
CN112233827B CN112233827B (zh) 2023-06-13

Family

ID=74116097

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202010948374.1A Active CN112233827B (zh) 2020-09-10 2020-09-10 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112233827B (zh)

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2300400A1 (fr) * 1975-02-10 1976-09-03 Kleimola Franck Systeme et procede de confinement passif de securite pour installation a energie nucleaire
US4842811A (en) * 1985-02-05 1989-06-27 Westinghouse Electric Corp. Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system
RU2107956C1 (ru) * 1996-04-19 1998-03-27 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов
JP2001147288A (ja) * 1999-11-19 2001-05-29 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減方法及び装置
JP2001349983A (ja) * 2000-06-12 2001-12-21 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法
CN101286374A (zh) * 2005-11-29 2008-10-15 阿利发Np有限公司 对核技术设施的部件或系统的含氧化层表面去污的方法
CN102324257A (zh) * 2011-06-10 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法
CN104090592A (zh) * 2014-06-27 2014-10-08 中广核工程有限公司 核电站冷却剂回路中氧含量的控制方法
CN106548279A (zh) * 2016-11-02 2017-03-29 中广核研究院有限公司 一种用于先进反应堆总体设计阶段的安全分析方法
CN109887620A (zh) * 2019-03-20 2019-06-14 江苏核电有限公司 一种一回路氢气吹扫装置及其吹扫方法
CN111180095A (zh) * 2020-02-21 2020-05-19 三门核电有限公司 一种压水堆核电厂的一回路物理预除氧方法

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2300400A1 (fr) * 1975-02-10 1976-09-03 Kleimola Franck Systeme et procede de confinement passif de securite pour installation a energie nucleaire
US4842811A (en) * 1985-02-05 1989-06-27 Westinghouse Electric Corp. Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system
RU2107956C1 (ru) * 1996-04-19 1998-03-27 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов
JP2001147288A (ja) * 1999-11-19 2001-05-29 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減方法及び装置
JP2001349983A (ja) * 2000-06-12 2001-12-21 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法
CN101286374A (zh) * 2005-11-29 2008-10-15 阿利发Np有限公司 对核技术设施的部件或系统的含氧化层表面去污的方法
CN102324257A (zh) * 2011-06-10 2012-01-18 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法
CN104090592A (zh) * 2014-06-27 2014-10-08 中广核工程有限公司 核电站冷却剂回路中氧含量的控制方法
CN106548279A (zh) * 2016-11-02 2017-03-29 中广核研究院有限公司 一种用于先进反应堆总体设计阶段的安全分析方法
CN109887620A (zh) * 2019-03-20 2019-06-14 江苏核电有限公司 一种一回路氢气吹扫装置及其吹扫方法
CN111180095A (zh) * 2020-02-21 2020-05-19 三门核电有限公司 一种压水堆核电厂的一回路物理预除氧方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
杨威;: "压水堆核电站一回路冷却剂溶解氢含量测定方法概述", 山东工业技术 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN112233827B (zh) 2023-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111276267A (zh) 一种高温气冷堆核电站一回路热试后快速冷却系统及方法
CN102169731A (zh) 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
CN104090592B (zh) 核电站冷却剂回路中氧含量的控制方法
US10453576B2 (en) Chemical process for primary system material passivation during hot functional testing of nuclear power plants
CN109811116A (zh) 一种耐事故包壳用FeCrAl基合金纳米晶材料的制备方法
CN102054537B (zh) 一种核一级设备性能测试系统及方法
CN112233827A (zh) 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法
TW548333B (en) Zirconium-based alloy having a high resistance to corrosion and to hydriding by water and steam and process for the thermomechanical transformation of the alloy
CN110828007A (zh) 用于反应堆辐照考验回路的专用稳压器及压力控制系统
CN111755139B (zh) 一种事故工况下压力容器堆顶排气控制策略的设计方法
KR101896029B1 (ko) 원자로의 강 표면의 인시츄 부동태화 방법
CN206020239U (zh) 一种耐腐蚀高温高压釜系统
CN110444302A (zh) 冷却剂装量减少事件下堆芯热工实验装置与实验方法
CN102155626B (zh) 一种氧气管道、球罐投用新方法
CN101471149B (zh) 均匀性水溶液核反应堆氮气转化和料液自动补酸系统及补酸方法
JP2010054499A (ja) 起動中の腐食からｂｗｒ原子炉を保護する方法
CN102534117A (zh) 钢包精炼炉水冷炉盖及其中余水的排除方法
CN114023471A (zh) 一种压水堆核电站模拟实验台架
Kwon et al. Hybrid high pressure safety injection tank for SBO
JP5404173B2 (ja) 模擬試験装置および模擬試験方法
Nomura et al. Fatigue Crack Growth Curve for Austenitic Stainless Steels in PWR Environment
CA1136778A (en) Method and apparatus for boron addition to primary coolant of a water cooled nuclear reactor system
Qiao et al. Simulation and Optimization Study on the Dissolved Hydrogen Precipitation Process in the Liquid Phase of Reactor Pressurizer
CN220651664U (zh) 非能动安全系统及基于atf燃料的反应堆
CN219085667U (zh) 一种loca失水试验设备

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