CN113270212A - 一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 - Google Patents
一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113270212A CN113270212A CN202110552757.1A CN202110552757A CN113270212A CN 113270212 A CN113270212 A CN 113270212A CN 202110552757 A CN202110552757 A CN 202110552757A CN 113270212 A CN113270212 A CN 113270212A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- containment
- pressure
- setting value
- pipeline
- overpressure
- 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
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 23
- 239000000835 fiber Substances 0.000 claims description 10
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 10
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 32
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 12
- 230000029058 respiratory gaseous exchange Effects 0.000 description 11
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 8
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 8
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 7
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 description 6
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 5
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 4
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 239000012528 membrane Substances 0.000 description 3
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000010485 coping Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 206010016256 fatigue Diseases 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 230000003434 inspiratory effect Effects 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开一种非能动安全壳衡压系统,包括超压排气单元、负压吸气单元和控制单元,超压排气单元包括排气管路,排气管路与安全壳连通;负压吸气单元包括吸气管路,吸气管路的与安全壳连通;控制单元用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制排气管路开启,并在安全壳内压力降至超压排气整定值时控制排气管路关闭,以及,在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制吸气管路开启,并在安全壳内压力升至负压吸气整定值时控制吸气管路关闭。本发明还公开一种非能动安全壳衡压方法及安全壳系统,本发明可以缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性。
Description
技术领域
本发明属于核技术领域,具体涉及一种非能动安全壳衡压系统及方法、以及包含所述非能动安全壳衡压系统的安全壳系统。
背景技术
安全壳是核电厂的最后一道安全屏障,保障安全壳的完整性对于阻止放射性物质大量释放具有重要意义。
在核电厂严重事故等工况下,安全壳内气体可能会升温升压,甚至超过安全壳的设计压力,对安全壳完整性带来严重威胁。
目前,针对安全壳超压严重威胁,通过安全壳过滤排放系统、以及安全壳热阱(如安全壳喷淋系统、非能动安全壳冷却系统等)可对安全壳进行降压,并且,根据核电厂严重事故管理导则,当安全壳压力降至某定值时,应关闭安全壳过滤排放系统,但是,由于安全壳喷淋系统和非能动安全壳冷却系统的作用会使安全壳内蒸汽冷凝,可造成安全壳内负压,而安全壳结构承受负压的能力一般较弱,因此,存在安全壳负压严重威胁。
目前,针对安全壳负压严重威胁,主要有短期策略和长期策略两种应对方法。短期策略:停止安全壳热阱(安全壳喷淋系统和非能动安全壳冷却系统等);开启一回路快速卸压阀或稳压器安全阀或压力容器高位排气阀向安全壳注入蒸汽。长期策略:通过安全壳大气监测系统的安全壳试验子系统的打压试验管线将压缩空气注入到安全壳;使用核岛氮气分配系统向安注箱供气,再通过一回路破口将氮气注入到安全壳。其中,短期策略负面效应较大,比如,停止安全壳喷淋系统,会影响对安全壳内气体中放射性物质的喷淋洗涤功能,停止非能动安全壳冷却系统,会影响最终热阱的作用,开启一回路向安全壳注入蒸汽,会带来一回路运行风险;而长期策略均为相应系统设计功能的扩展使用,存在很大不确定性,可靠性较差,且均需要就地操作,严重事故工况下的可操作性也较差。
此外,在严重事故工况下,虽然在安全壳压力升高后可通过开启安全壳过滤排放系统进行降压,并可在压力降低至某定值时关闭安全壳过滤排放系统,以避免安全壳负压风险,但是,由于事故进程的变化,安全壳压力可能在降压后再次升高,从而需要多次开启和关闭上述系统,而系统的开闭会导致安全壳压力波动变化,进而导致安全壳结构存在应力疲劳的风险。并且,安全壳过滤排放系统含有一次性设备爆破膜,其完成一次启停后,爆破膜已经破裂,当安全壳压力再次达到系统开启的压力整定值时,爆破膜不能发挥既定作用。
综上所述,针对安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,核电厂缺少专门的、直接的有效缓解措施。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不足,提供一种非能动安全壳衡压系统及方法、以及包含所述非能动安全壳衡压系统的安全壳系统,可以有效缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性。
根据本发明的一个方面,本发明还提供一种非能动安全壳衡压系统,其技术方案如下:
一种非能动安全壳衡压系统,其包括:超压排气单元、负压吸气单元和控制单元,
所述超压排气单元包括排气管路,所述排气管路的一端与安全壳的内部连通,另一端与所述安全壳的外部连通,用于将安全壳内的气体排出;
所述负压吸气单元包括吸气管路,所述吸气管路的一端与所述安全壳的外部连通,另一端与所述安全壳的内部连通,用于向安全壳内吸入气体;
所述控制单元与所述排气管路、所述吸气管路分别相连,用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制所述排气管路开启,并在安全壳内压力降至超压排气整定值时控制所述排气管路关闭;以及,在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制所述吸气管路开启,并在安全壳内压力升至负压吸气整定值时控制所述吸气管路关闭。
优选的是,所述控制单元包括隔离阀和呼吸阀,
所述系统还包括第一气流管路和第二气流管路,所述排气管路和所述吸气管路并联形成并联结构,所述并联结构的一端通过所述第一气流管路与所述安全壳的内部连通,所述隔离阀设于所述第一气流管路上,用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时开启和在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时开启;
所述并联结构的另一端与所述第二气流管路连通,所述呼吸阀设于所述第二气流管路上,所述呼吸阀内设置有超压排气整定值和负压吸气整定值,用于在其内部压力达到所述超压排气整定值或所述负压吸气整定值时关闭。
优选的是,所述控制单元还包括压力感测器,
所述压力感测器用于检测所述安全壳内的压力,并在检测到安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制所述隔离阀开启,以及,在检测到安全壳内的压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制所述隔离阀开启。
优选的是,所述呼吸阀的数量为一个或多个,
当呼吸阀的数量为多个时,多个呼吸阀并联设于所述第二气流管路上,各呼吸阀的压力整定值呈梯度设置。
优选的是,所述控制单元还包括第一止回阀和第二止回阀,
所述第一止回阀设于所述排气管路上,所述第二止回阀设于所述吸气管路上。
优选的是,所述超压排气单元还包括过滤组件,所述过滤组件设于所述排气管路上。
优选的是,所述过滤组件包括文丘里水洗器、金属纤维过滤器,
所述文丘里水洗器和所述金属纤维过滤器串联在所述排气管路上。
优选的是,所述超压排气单元还包括限流孔板,限流孔板设于所述过滤组件的出口端并处于所述第二气流管路上。
优选的是,所述安全壳超压严重威胁整定值为520-800kPa.a,所述安全壳负压严重威胁整定值为55-90kPa.a,所述超压排气整定值为200-700kPa.a,所述负压吸气整定值为55-90kPa.a。
根据本发明的另一个方面,本发明还提供一种安全壳系统,其技术方案如下:
一种安全壳系统,包括安全壳,还包括以上所述的非能动安全壳衡压系统,所述非能动安全壳衡压系统设置在所述安全壳外部。
根据本发明的又一个方面,本发明还提供一种非能动安全壳衡压方法,其技术方案如下:
一种非能动安全壳衡压方法,在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时,将安全壳内的气体排出直至安全壳内压力降至超压排气整定值;
在安全壳内压力负压达到安全壳负压严重威胁整定值时,向安全壳内吸入气体直至安全壳内压力负压升至负压吸气整定值。
本发明的非能动安全壳衡压系统,可以在安全壳超压时进行排气降压和在安全壳负压时进行吸气升压,使安全壳内压力达到长期可控、稳定安全壳状态,从而可有效缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性。并且,可以确保安全壳内保持惰性环境,避免安全壳内氢气燃烧风险,还可以避免安全壳内放射性物质泄露风险,并且,本系统的结构简单,独立性强,具有通用性,可适用于压水堆核电厂等各种类型的现有的、在建的核电厂。
本发明的安全壳系统,由于以上所述的非能动安全壳衡压系统,可在安全壳内压力控制在安全壳内压力出现安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁时,对安全壳内压力进行调节,使安全壳内的压力保持在安全范围内,从而确保安全壳的完整性。
本发明的非能动安全壳衡压方法,通过将安全壳内压力控制在安全壳超压严重威胁整定值(如700kPa.a)和超压排气整定值(如230kPa.a)范围内,或者,将安全壳内压力控制在安全壳负压严重威胁整定值(如68kPa.a)和负压吸气整定值(如82kPa.a)范围内,从而有效缓核电厂严重事故工况下出现的安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性。
附图说明
图1为本发明实施例的非能动安全壳衡压系统的结构示意图。
图中:1-安全壳;2-隔离阀;3-排气管路;4-吸气管路;5-第一止回阀;6-第二止回阀;7-文丘里水洗器;8-金属纤维过滤器;9-限流孔板;10-呼吸阀;11-烟囱;12-第一气流管路;13-第二气流管路。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案,下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细描述。需要说明的是,在相互不冲突情况下,本发明的实施例和实施例中的特征可以相互组合。
在本发明的描述中,需要理解的是,方向性术语所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。
实施例1
如图1所示,本实施例公开一种非能动安全壳衡压系统,用于缓解核电厂严重事故工况下安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,其包括:超压排气单元、负压吸气单元、以及控制单单元。
其中,超压排气单元包括排气管路3,排气管路3的一端与安全壳1的内部连通,其另一端与安全壳1的外部连通,用于将安全壳1内的气体排出;负压吸气单元包括吸气管路4,吸气管路4的一端与安全壳1的外部连通,其另一端与安全壳1的内部连通,用于向安全壳1内吸入气体;控制单元与排气管路3、吸气管路4分别相连,用于在安全壳1内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制排气管路3开启,并在安全壳1内压力降至超压排气整定值时控制排气管路3关闭;以及,在安全壳1内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制吸气管路4开启,并在安全壳1内压力升至负压吸气整定值时控制吸气管路4关闭。
在一些实施方式中,控制单元包括隔离阀和呼吸阀10,以控制排气管路和吸气管路的通闭。非能动安全壳衡压系统还包括第一气流管路12和第二气流管路13,排气管路3和吸气管路4,并联形成并联结构,并联结构的一端通过第一气流管路12与安全壳1的内部连通,隔离阀2设于第一气流管路12上,用于在安全壳1内的压力超过安全壳超压严重威胁整定值时开启和在安全壳1内的压力低于安全壳负压严重威胁整定值时开启。呼吸阀10内设有超压排气整定值和负压吸气整定值,用于在呼吸阀10内部压力降低至超压排气整定值时关闭,以停止将安全壳内气体排出,或者,用于在呼吸阀10内的压力升高至负压吸气整定值时关闭,以停止从外部吸入气体。
具体来说,呼吸阀10具有压力阀和真空阀两个阀门,当呼吸阀内部压力(本实施例中,呼吸阀10与安全壳1连通,呼吸阀内部压力等于安全壳内压力)超过超压排气整定值时,呼吸阀10的压力阀自动开启,从而将安全壳内的气体排出,使安全壳内压力降低,并且,当安全壳内压力降低至超压排气整定值时,呼吸阀10中的压力阀自动关闭,安全壳内气体停止排出;当呼吸阀内部压力为负压且低压负压吸气整定值时,呼吸阀10中真空阀自动开启,外部大气环境中的气体被吸入至呼吸阀并通入到安全壳1内,从而使安全壳内压力升高,并且,当安全壳1内压力升高至负压吸气整定值时,呼吸阀10中的真空阀自动关闭,停止吸入气体。
在一些实施方式中,控制单元还包括压力感测器(图中未示出),用于检测安全壳1内的压力,并在检测到安全壳1内的压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制隔离阀2开启,以及,在检测到安全壳1内的压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制隔离阀2开启。
在一些实施方式中,隔离阀2为电动隔离阀,即采用电动控制,采用电动隔离阀有利于进行远程控制。当然,隔离阀2也可以使采用手动控制,或者,同时采用电动控制和手动控制。隔离阀2的数量可以为一个或多个,本实施例中隔离阀2优选为两个,两个隔离阀2串联设置于第一气流管路12上。
在一些实施方式中,安全壳超压严重威胁整定值可以为520-800kPa.a,安全壳负压严重威胁整定值可以为55-90kPa.a,超压排气整定值可以为200-700kPa.a,负压吸气整定值可以为55-90kPa.a。
本实施例中,安全壳超压严重威胁整定值优选为700kPa.a,安全壳负压严重威胁整定值优选为68kPa.a,超压排气整定值优选为230kPa.a,负压吸气整定值优选为82kPa.a。当然,安全壳超压严重威胁整定值、安全壳负压严重威胁整定值、超压排气整定值、以及负压吸气整定值还可以为其它值,而不限于上述给出的数值,具体可根据核电厂严重事故管理导则中的相关规定进行选择。
在一些实施方式中,呼吸阀10的数量可以为一个,也可以为多个,具体的呼吸阀10数量可根据排出的气体的流量进行选择任意数量。当呼吸阀10为多个时,多个呼吸阀10并联设置于第二气流管路13上,且各呼吸阀10的压力整定值(超压排气整定值/负压吸气整定值)呈梯度设置。本实施例中,呼吸阀10的数量优选为两个,其中一个工作,另一个可作为备用。
在一些实施方式中,当呼吸阀10的数量为多个时,至少有一个呼吸阀10的超压排气整定值设定为230kPa.a,该超压排气整定值条件下,既可以将安全壳1内的气体排出进行降压,又可确保安全壳1内保持惰化环境,控制安全壳氢气可燃性。呼吸阀10的负压吸气整定值设定为82kPa.a(该值等于安全壳负压设计值),在该负压吸气整定值条件下,可将大气环境中的气体吸入到安全壳1内,使安全壳内压力在安全壳负压设计值以上,从而防止安全壳负压受损,确保安全壳的完整性。其余的呼吸阀10的超压排气整定值和负压吸气整定值可根据实际需求优选设置成具有一定梯度,以避免多个呼吸阀10同时工作而增加故障几率。
在一些实施例中,控制单元还包括第一止回阀5和第二止回阀6,其中,第一止回阀5设于排气管路3上,第二止回阀6设于吸气管路4上,使得排气管路3和吸气管路4为单向流通,以确保吸气管路中的气体只能从靠近呼吸阀的一端流向靠近安全壳的另一端和排气管路中的气体只能从靠近安全壳的一端流向靠近呼吸阀的另一端从而防止在排气或吸气过程中出现气体互串现象。
在一些实施方式中,超压排气单元还包括过滤组件,过滤组件设于排气管路3上,用于过滤安全壳1内排出的气体中的放射性物质,如气溶胶和碘分子等,以尽量减少放射性物质的释放量,避免污染大气环境。
如图1所示,过滤组件包括文丘里水洗器7、金属纤维过滤器8,文丘里水洗器7和金属纤维过滤器8串联,其中,文丘里水洗器7设于金属纤维过滤器8的上游,即金属纤维过滤器8靠近呼吸阀10。
在一些实施方式中,超压排气单元还包括限流孔板9,限流孔板9设于过滤组件的出口端并处于第二气流管路13上,以确保从安全壳1内排出的气体和吸入到安全壳1内的气体的流量基本保持稳定,避免产生剧烈震动。
在一些实施方式中,非能动安全壳衡压系统还包括烟囱11,烟囱11与第二气流管路13连通。在超压排气过程中,安全壳1内的气体由呼吸阀10的压力阀排出至烟囱11,最终经烟囱11排出到大气环境。在负压吸气过程中,通过呼吸阀10的真空阀从大气环境中吸入空气进入到安全壳1。
本实施例的非能动安全壳衡压系统的运行方式如下:
(1)安全壳存在超压严重威胁:
当压力感测器检测到安全壳1内的压力值超过规定的安全壳超压整定值(700kPa.a)时,开启隔离阀2,非能动安全壳衡压系统由备用状态进入工作状态,安全壳1内气体经过隔离阀2进入排气管路3,并经文丘里水洗器7和金属纤维过滤器过滤8、限流孔板9限流后到达呼吸阀10,此时,呼吸阀10内部压力超过超压排气整定值,呼吸阀10中的压力阀自动开启,从而将安全壳1内的气体排出,并通过烟囱11排出到大气环境,从而使安全壳内压力下降;
并且,当安全壳内压力降低至呼吸阀10的超压排气整定值(230kPa.a)时,呼吸阀10中的压力阀自动关闭,停止排气,使安全壳内压力不会低于230kPa.a,准确来说,可将安全壳1内的压力保持在230kPa.a-700kPa.a范围内,即实现了衡压目的,并可以确保安全壳内保持惰化环境,避免安全壳内氢气浓度达到氢气严重威胁区范围,从而控制安全壳内氢气可燃性,进而避免了安全壳内氢气燃烧风险。
此后,若需要继续降低安全壳内压力,可通过安全壳喷淋系统、非能动安全壳冷却系统等方式进行降压,并且,当安全壳内压力下降至呼吸阀10的负压排气整定值(82kPa.a)以下时,呼吸阀10中的真空阀自动开启,大气环境中的空气被吸入到呼吸阀10,并经过吸气管路4通入到安全壳1内部,从而使安全壳内压力升高,以避免安全壳出现负压严重威胁,并在安全壳内压力升高至呼吸阀的负压排气整定值(82kPa.a)时,呼吸阀10中的真空阀自动关闭,也就是说,通过上述过程也可将安全壳1内的压力保持82kPa.a以上,即实现了衡压目的,避免了安全壳出现负压严重威胁,确保了安全壳的完整性。
(2)安全壳存在负压严重威胁
当压力感测器检测到安全壳1内的压力值低于规定的安全壳超压整定值(68kPa.a)时(比如,通过安全壳喷淋系统、非能动安全壳冷却系续降压过程中,安全壳内蒸汽冷凝导致安全壳出现负压),开启隔离阀2,非能动安全壳衡压系统由备用状态进入工作状态,此时,呼吸阀10内部压力低于负压吸气整定值,呼吸阀10中的真空阀自动开启,大气环境中的空气被吸入至呼吸阀,再经过吸气管路通入到安全壳中,从而使安全壳内压力升高,以避免安全壳出现负压严重威胁;并且,当安全壳1内的压力值升高至规定的安全壳负压整定值(82kPa.a)时,呼吸阀10中的真空阀自动关闭,停止吸气。通上述过程,可将安全壳1内的压力不低于82kPa.a,即实现了衡压目的,避免了安全壳出现负压严重威胁,确保了安全壳的完整性。
在上述严重威胁解除后,工作人员通过关闭隔离阀2可将非能动安全壳衡压系统关闭,此时。非能动安全壳衡压系统由工作状态切换至备用状态,安全壳与外部环境隔离,可防止非能动安全壳衡压系统在备用状态下安全壳内的放射性物质泄漏。
需要注意的是,在非能动安全壳衡压系统工作过程中,当过滤组件中的文丘里水洗器7的液位到达限定低液位时,必须关闭非能动安全壳衡压系统,待文丘里水洗器7重新充水后,再重新开启非能动安全壳衡压系统。
本实施例的非能动安全壳衡压系统,不仅可以在安全壳超压时进行排气降压和在安全壳负压时进行吸气升压,使安全壳内压力达到长期可控、稳定安全壳状态,从而可有效缓解安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性,又可以确保安全壳内保持惰性环境,避免安全壳内氢气燃烧风险,还可以避免安全壳内放射性物质泄露风险,并且,本系统的结构简单,独立性强,具有通用性,可适用于压水堆核电厂等各种类型的现有的、在建的核电厂。
实施例2
本实施例公开一种安全壳系统,包括安全壳,还包括实施例1中所述的非能动安全壳衡压系统,非能动安全壳衡压系统设置在安全壳外部。
本实施例的安全壳系统,由于具有实施例1中所述的非能动安全壳衡压系统,可在安全壳内压力控制在安全壳内压力出现安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁时,对安全壳内压力进行调节,使安全壳内的压力保持在安全范围内,从而确保安全壳的完整性。
实施例3
本实施例公开一种非能动安全壳衡压方法,包括:
在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时,将安全壳内的气体排出直至安全壳内压力降至超压排气整定值;
在安全壳内压力负压达到安全壳负压严重威胁整定值时,向安全壳内吸入气体直至安全壳内压力负压升至负压吸气整定值。
在一些实施方式中,安全壳超压严重威胁整定值可以为520-800kPa.a,安全壳负压严重威胁整定值可以为55-90kPa.a,超压排气整定值可以为200-700kPa.a,负压吸气整定值可以为55-90kPa.a。
本实施例中,安全壳超压严重威胁整定值优选为700kPa.a,安全壳负压严重威胁整定值优选为68kPa.a,超压排气整定值优选为230kPa.a,负压吸气整定值优选为82kPa.a,从而可以使安全壳内压力不高于安全壳超压严重威胁整定值(700kPa.a),避免安全壳超压严重威胁,并且,维持安全壳内压力在超压排气整定值(230kPa.a)以上,以确保安全壳内惰化环境,避免安全壳内氢气燃烧风险,以及,还可以使安全壳内压力不会低于负压吸气整定值(82kPa.a),避免安全壳负压严重威胁,进而确保安全壳的完整性。
当然,安全壳超压严重威胁整定值、安全壳负压严重威胁整定值、超压排气整定值、以及负压吸气整定值还可以为其它值,而不限于上述数值,具体的可根据核电厂严重事故管理导则中的相关规定进行选择。
本实施例的非能动安全壳衡压方法,可将安全壳内压力控制在安全壳超压严重威胁整定值(如700kPa.a)和超压排气整定值(如230kPa.a)范围内,或者,将安全壳内压力控制在安全壳负压严重威胁整定值(如68kPa.a)和负压吸气整定值(如82kPa.a)范围内,从而有效缓核电厂严重事故工况下出现的安全壳超压严重威胁和安全壳负压严重威胁,确保安全壳的完整性。
可以理解的是,以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式,然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言,在不脱离本发明的精神和实质的情况下,可以做出各种变型和改进,这些变型和改进也视为本发明的保护范围。
Claims (11)
1.一种非能动安全壳衡压系统,其特征在于,包括超压排气单元、负压吸气单元和控制单元,
所述超压排气单元包括排气管路(3),所述排气管路的一端与安全壳(1)的内部连通,另一端与所述安全壳的外部连通,用于将安全壳内的气体排出;
所述负压吸气单元包括吸气管路(4),所述吸气管路的一端与所述安全壳的外部连通,另一端与所述安全壳的内部连通,用于向安全壳内吸入气体;
所述控制单元与所述排气管路、所述吸气管路分别相连,用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制所述排气管路开启,并在安全壳内压力降至超压排气整定值时控制所述排气管路关闭;以及,在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制所述吸气管路开启,并在安全壳内压力升至负压吸气整定值时控制所述吸气管路关闭。
2.根据权利要求1所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述控制单元包括隔离阀(2)和呼吸阀(10),
所述系统还包括第一气流管路(12)和第二气流管路(13),所述排气管路和所述吸气管路并联形成并联结构,所述并联结构的一端通过所述第一气流管路与所述安全壳的内部连通,所述隔离阀设于所述第一气流管路上,用于在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时开启和在安全壳内压力低于安全壳负压严重威胁整定值时开启;
所述并联结构的另一端与所述第二气流管路连通,所述呼吸阀设于所述第二气流管路上,所述呼吸阀内设置有超压排气整定值和负压吸气整定值,用于在其内部压力达到所述超压排气整定值或所述负压吸气整定值时关闭。
3.根据权利要求2所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述控制单元还包括压力感测器,
所述压力感测器用于检测所述安全壳内的压力,并在检测到安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时控制所述隔离阀开启,以及,在检测到安全壳内的压力低于安全壳负压严重威胁整定值时控制所述隔离阀开启。
4.根据权利要求2所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述呼吸阀的数量为一个或多个,
当呼吸阀的数量为多个时,多个呼吸阀并联设于所述第二气流管路上,且各呼吸阀的压力整定值呈梯度设置。
5.根据权利要求2所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述控制单元还包括第一止回阀(5)和第二止回阀(6),
所述第一止回阀设于所述排气管路上,所述第二止回阀设于所述吸气管路上。
6.根据权利要求1-5任意一项所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述超压排气单元还包括过滤组件,所述过滤组件设于所述排气管路上。
7.根据权利要求6所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述过滤组件包括文丘里水洗器(7)、金属纤维过滤器(8),
所述文丘里水洗器和所述金属纤维过滤器串联在所述排气管路上。
8.根据权利要求6所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述超压排气单元还包括限流孔板(9),限流孔板设于所述过滤组件的出口端并处于所述第二气流管路上。
9.根据权利要求1-5任意一项所述的非能动安全壳衡压系统,其特征在于,所述安全壳超压严重威胁整定值为520-800kPa.a,所述安全壳负压严重威胁整定值为55-90kPa.a,所述超压排气整定值为200-700kPa.a,所述负压吸气整定值为55-90kPa.a。
10.一种安全壳系统,包括安全壳,其特征在于,还包括权利要求1-9任一项所述的非能动安全壳衡压系统,所述非能动安全壳衡压系统设置在所述安全壳外部。
11.一种非能动安全壳衡压方法,其特征在于,在安全壳内压力超过安全壳超压严重威胁整定值时,将安全壳内的气体排出直至安全壳内压力降至超压排气整定值;
在安全壳内压力负压达到安全壳负压严重威胁整定值时,向安全壳内吸入气体直至安全壳内压力负压升至负压吸气整定值。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110552757.1A CN113270212B (zh) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | 一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110552757.1A CN113270212B (zh) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | 一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN113270212A true CN113270212A (zh) | 2021-08-17 |
CN113270212B CN113270212B (zh) | 2023-12-19 |
Family
ID=77232169
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202110552757.1A Active CN113270212B (zh) | 2021-05-20 | 2021-05-20 | 一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN113270212B (zh) |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000002782A (ja) * | 1998-06-16 | 2000-01-07 | Toshiba Eng Co Ltd | 原子炉格納容器内雰囲気制御装置 |
CN101700450A (zh) * | 2009-11-13 | 2010-05-05 | 核电秦山联营有限公司 | 一种安全壳过滤排气系统 |
CN104409112A (zh) * | 2014-12-03 | 2015-03-11 | 中国核动力研究设计院 | 安全壳再循环系统 |
CN104504259A (zh) * | 2014-12-15 | 2015-04-08 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法 |
CN108062984A (zh) * | 2017-11-23 | 2018-05-22 | 中国核电工程有限公司 | 安全壳卸压过滤排放综合性系统 |
CN111426468A (zh) * | 2020-05-25 | 2020-07-17 | 湖北天信石化设备股份有限公司 | 一种安全型呼吸阀在线监测装置及监测方法 |
-
2021
- 2021-05-20 CN CN202110552757.1A patent/CN113270212B/zh active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2000002782A (ja) * | 1998-06-16 | 2000-01-07 | Toshiba Eng Co Ltd | 原子炉格納容器内雰囲気制御装置 |
CN101700450A (zh) * | 2009-11-13 | 2010-05-05 | 核电秦山联营有限公司 | 一种安全壳过滤排气系统 |
CN104409112A (zh) * | 2014-12-03 | 2015-03-11 | 中国核动力研究设计院 | 安全壳再循环系统 |
CN104504259A (zh) * | 2014-12-15 | 2015-04-08 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂安全壳主动排放的决策评价方法 |
CN108062984A (zh) * | 2017-11-23 | 2018-05-22 | 中国核电工程有限公司 | 安全壳卸压过滤排放综合性系统 |
CN111426468A (zh) * | 2020-05-25 | 2020-07-17 | 湖北天信石化设备股份有限公司 | 一种安全型呼吸阀在线监测装置及监测方法 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
雷宁博 等: "二代改进型核电厂严重事故后安全壳压力控制研究", 南方能源建设, no. 04, pages 48 - 51 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN113270212B (zh) | 2023-12-19 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11646123B2 (en) | Three-way valve operational to both transfer steam to a decontamination water tank under one accident situation and discharge the steam to atmosphere under a different accident situation | |
CN208630361U (zh) | 一种储氢系统 | |
WO2020199737A1 (zh) | 具有压力感测器及调节流体分配器的防泄漏流体载具系统 | |
GB2593389A (en) | Integrated passive reactor system | |
KR101434532B1 (ko) | 안전주입탱크를 이용한 피동안전주입계통 | |
CN111846675A (zh) | 一种具有惰性气体保护功能的油气挥发抑制系统及方法 | |
KR20200073163A (ko) | 감압 밸브 | |
CN113270212A (zh) | 一种非能动安全壳衡压系统及方法、安全壳系统 | |
CN109243634B (zh) | 反应堆安全系统 | |
CN109216732B (zh) | 氢燃料电池船舶高压氢气供给系统 | |
CN110379526A (zh) | 压水反应堆核岛容器吹扫方法及排氢吹扫系统 | |
CN110861749A (zh) | 一种船舶甲醇舱柜结构及其使用方法 | |
JP2856865B2 (ja) | 原子力プラントの炉心冷却設備 | |
US11355255B2 (en) | System and method for reducing atmospheric release of radioactive materials caused by severe accident | |
JP2012230058A (ja) | 原子炉格納容器の減圧装置 | |
JP2018072068A (ja) | 原子炉格納容器及び原子力発電プラント | |
CN212502101U (zh) | 一种具有惰性气体保护功能的油气挥发抑制系统 | |
CN211167288U (zh) | 一种船舶甲醇舱柜结构 | |
JP2772053B2 (ja) | 原子炉格納容器のベント装置及び内圧低減方法 | |
CN214279616U (zh) | 一种防止蒸汽发生器满溢的核电站保护系统 | |
CN108597630A (zh) | 一种核电厂全压非能动重力注入系统 | |
CN114999693B (zh) | 压缩气体稳压反应堆防不凝气体进入堆芯的卸压保护系统 | |
CN215574319U (zh) | 一种核电站核岛容器气压试验装置 | |
JPH09105795A (ja) | 原子炉格納容器スプレイ系 | |
JP7454474B2 (ja) | 原子炉格納容器ベントシステム |
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 |