CN116844746A - 一种核电站安全壳抽真空系统及方法 - Google Patents
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Abstract
本发明提供了一种核电站安全壳抽真空系统及方法，属于核反应堆技术领域，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。本发明既能减少设备和管道的布置空间，又能减小设备和管道的热损失，同时还兼具反应堆冷却剂压力边界泄漏监测和堆启动前壳内排水功能，满足小型模块化堆的要求。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆技术领域，尤其设置一种核电站安全壳抽真空系统及方法。
背景技术
现如今，压水反应堆向小型集成模块化发展，倾向采用一体化结构，一体化反应堆内包括压力容器以及位于压力容器上封头内的稳压器、内置的蒸汽发生器模块、核燃料组件和控制棒等核心部件，一体化反应堆位于封闭的安全壳内以防止放射性物质外逸，是一种紧凑的、更加经济的设计。
然而，在传统设计中，压力容器和工艺管道需采用保温材料进行绝热，这种情况下，设备和管道需要占据较大的布置空间，难以适应小型集成模块化堆需求。
另外，反应堆在停堆冷却及换料阶段，需要向壳内注入适量冷却水，利用安全壳壁面与水池内的冷却水进行换热，在重新启堆前，则需要排空壳内冷却水，建立真空环境。由于一般的安全壳高度远高于10m，在环境压力下，无法通过常规泵抽出壳内冷却水，安全壳内冷却水排出较慢，影响反应堆正常启动。
发明内容
针对现有技术中的缺陷或不足，本发明提供了一种核电站安全壳抽真空系统及方法，既能减少设备和管道的布置空间，又能减小设备和管道的热损失，同时还兼具反应堆冷却剂压力边界泄漏监测和堆启动前壳内排水功能，满足小型模块化堆的要求。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
第一方面，本发明的实施例提供了一种核电站安全壳抽真空系统，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。
进一步地，所述安全壳放置在水池内，所述水池内设置有加热器。
进一步地，所述安全壳上设置有辐射监测仪表、压力监测仪表和压力容器液位计。
进一步地，所述管道上还设置有安全壳隔离阀，用于控制安全壳与管道之间的连通。
进一步地，所述真空喷射器与安全隔离阀之间设置有喷射器控制阀和止回阀，用于确保管道内气体的流动方向。
进一步地，所述真空泵的出气口连接冷凝器的进气口，所述冷凝器的出液口与冷凝水收集罐相连，所述冷凝水收集罐上设置有冷凝水收集罐液位计，用于检测冷凝水收集罐内液体的液位。
进一步地，所述冷凝水收集罐的底部通过管道连接放射性废液处理系统。
进一步地，所述冷凝器的出气口通过管道连接通风系统，所述通风系统与冷凝器之间的管道上还设置有过滤器。
第二方面，本发明的实施例提供了一种核电站安全壳抽真空方法，利用如上所述的一种核电站安全壳抽真空系统，包括以下步骤：
反应堆启动阶段，首先开启安全壳隔离阀，并启动真空喷射器，对压力容器和安全壳之间抽真空，建立安全壳的初始真空度，此时真空泵保持关闭状态。利用压力监测仪表监测安全壳内真空度，当真空度达到90％后，关闭真空喷射器及喷射器控制阀，启动真空泵继续提升真空度至95％，当满足启堆要求时，停运真空泵；
反应堆在装换料及再启动阶段，首先启动真空喷射器持续降低安全壳内压力，并通过加热器加热水池内的池水，以确保安全壳内冷却水温度在42℃以上，利用抽气加快安全壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，直至安全壳内真空环境建立。
进一步地，安全壳内真空度建立后，通过压力监测仪表实时监测安全壳压力以确保安全壳内的真空度，当真空度下降到设定值以下时，启动真空泵将壳内气体抽出，重新建立真空度。
与现有技术相比，本发明的有益效果在于：
1、本发明通过设置真空喷射器和真空泵建立安全壳内的真空环境，利用真空绝热技术减少一体化反应堆的热损失，可取消反应堆相关设备的保温设计，减少布置空间，满足小型集成模块化堆需求
2、本发明通过将安全壳放置在水池内，并在水池内设置加热器，通过水池外部加热器加热池水，以确保壳内冷却水温度在设定值以上，利用抽气加快壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，加快安全壳内冷却水的排出。
附图说明
图1为本发明实施例一中抽真空系统结构图；
其中，1、压力容器；2、安全壳；3、水池；4、加热器；5、真空泵；6、冷凝器；7、真空喷射器；8、冷凝水收集罐；9、过滤器；10、安全隔离阀；11、喷射器控制阀；12、止回阀；13、冷凝水收集罐液位计；14、辐射监测仪表；15、压力监测仪表；16、压力容器液位剂；17、收集罐控制阀。
具体实施方式
下面结合附图与实施例对本发明进一步说明。
术语解释部分：本发明中的术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或为一体；可以是机械连接，也可以是电连接，可以是直接连接，也可以是通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部连接，或者两个元件的相互作用关系，对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明的具体含义。
实施例一
本发明的一种典型的实施方式，如图1所示，一种核电站安全壳抽真空系统，包括压力容器1，所述压力容器1外侧套设有安全壳2，所述安全壳2与压力容器1之间形成空腔，所述安全壳2上设置有辐射监测仪表14、压力监测仪表15和压力容器液位计16。
所述辐射监测仪表14用于实时监测安全壳2内气态颗粒放射性，从而对安全壳2内部进行泄漏监测。
所述压力监测仪表15用于监测安全壳2压力，以确保安全壳2内的真空度，同时，安全壳2内介质泄露时随即气化，通过压力监测仪表15监测安全壳2压力，可以通过理想气体状态方程计算泄露率。
所述压力容器液位计16用于检测安全壳2内水位，反应堆在装换料及再启动阶段，实施监测安全壳2内水位，确保安全壳2内冷却水排出。
所述辐射监测仪表14、压力监测仪表15和压力容器液位计16均采用市面上常见的产品，只要能实现上述功能即可。
所述安全壳2放置在水池3内，所述水池内设置有加热器4，水池3内放置有一定量的水，安全壳2放置在水中，在反应堆在装换料及再启动阶段，利用加热器4加热水池3内的水，使安全壳2内的冷却水保持设定温度以上，配合抽真空，加快安全壳2内冷却水排出。
所述安全壳2的顶部通过管道分别与真空喷射器7和真空泵5相连，所述管道上还设置有安全壳隔离阀10，用于控制安全壳2与管道之间的连通。
所述真空喷射器7与安全隔离阀10之间设置有喷射器控制阀11和止回阀12，从而确保管道内气体的流动方向。
所述真空喷射器7连接压缩空气管道，真空喷射器7通过压缩空气提供真空环境。
所述真空泵5的出气口连接冷凝器6的进气口，所述冷凝器6的出液口与冷凝水收集罐8相连，所述冷凝水收集罐8上设置有冷凝水收集罐液位计13，用于检测冷凝水收集罐8内液体的液位，所述冷凝水收集罐8的底部通过管道连接放射性废液处理系统，冷凝水收集罐8与放射性废液处理系统之间设置有收集罐控制阀17，根据反应堆运行要求，收集罐控制阀17定期将冷凝水收集罐8中的放射性介质排放置放射性废液处理系统中。
所述冷凝器6可去除抽出气体中的带放射性物质的液体介质，并通过冷凝水收集罐8上的冷凝水收集罐液位计13监测运行期间安全壳内工艺系统的泄漏量，以便掌握反应堆的运行情况。
所述冷凝器6的出气口通过管道连接通风系统，所述通风系统与冷凝器3之间的管道上还设置有过滤器9，冷凝器6分离出的气体通过过滤器9处理后排向通风系统。
实施例二
本实施例公开了一种核电站安全壳抽真空方法，利用如实施例一所述的一种核电站安全壳抽真空系统，包括以下步骤：
反应堆启动阶段，首先开启安全壳隔离阀，并启动真空喷射器，对压力容器和安全壳之间抽真空，建立安全壳的初始真空度，此时真空泵保持关闭状态。利用压力监测仪表监测安全壳内真空度，当真空度达到90％后，关闭真空喷射器及喷射器控制阀，启动真空泵继续提升真空度至95％，当满足启堆要求时，停运真空泵。
功率运行阶段，安全壳内真空度建立，通过压力监测仪表实时监测安全壳压力以确保安全壳内的真空度。当真空度下降到设定值以下时，启动真空泵将安全壳内气体抽出，重新建立真空度。
反应堆在停堆冷却及换料阶段，需要向安全壳内注入适量冷却水，利用安全壳壁面与水池内的冷却水进行换热，持续带走堆芯衰变热。在重新启堆前，则需要排空壳内冷却水，建立真空环境。由于一般的安全壳高度远高于10m，在环境压力下，无法通过常规泵抽出安全壳内冷却水。在此阶段，通过抽真空系统的运行可持续降低安全壳内压力，当冷却水的液相和饱和蒸气相平衡共存时，水蒸发随即被抽走，且不会凝结，冷却水液面会持续下降，直至安全壳内真空环境建立。
因此，当反应堆在装换料及再启动阶段，安全壳内存在少量冷却水需要排出以建立壳内真空环境，此时，启动真空喷射器持续降低安全壳内压力，并通过加热器加热水池内的池水，以确保安全壳内冷却水温度在42℃以上，利用抽气加快安全壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，直至安全壳内真空环境建立。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全壳顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。
2.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述安全壳放置在水池内，所述水池内设置有加热器。
3.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述安全壳上设置有辐射监测仪表、压力监测仪表和压力容器液位计。
4.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述管道上还设置有安全壳隔离阀，用于控制安全壳与管道之间的连通。
5.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述真空喷射器与安全隔离阀之间设置有喷射器控制阀和止回阀，用于确保管道内气体的流动方向。
6.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述真空泵的出气口连接冷凝器的进气口，所述冷凝器的出液口与冷凝水收集罐相连，所述冷凝水收集罐上设置有冷凝水收集罐液位计，用于检测冷凝水收集罐内液体的液位。
7.如权利要求6所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述冷凝水收集罐的底部通过管道连接放射性废液处理系统。
8.如权利要求6所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述冷凝器的出气口通过管道连接通风系统，所述通风系统与冷凝器之间的管道上还设置有过滤器。
9.一种核电站安全壳抽真空方法，利用如权利要求1-8任一项核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，包括以下步骤：
反应堆启动阶段，首先开启安全壳隔离阀，并启动真空喷射器，对压力容器和安全壳之间抽真空，建立安全壳的初始真空度，此时真空泵保持关闭状态，利用压力监测仪表监测安全壳内真空度，当真空度达到第一设定值后，关闭真空喷射器及喷射器控制阀，启动真空泵继续提升真空度至第二设定值，当满足启堆要求时，停运真空泵；
反应堆在装换料及再启动阶段，首先启动真空喷射器持续降低安全壳内压力，并通过加热器加热水池内的池水，以确保安全壳内冷却水温度在设定温度以上，利用抽气加快安全壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，直至安全壳内真空环境建立。
10.如权利要求9所述的一种核电站安全壳抽真空方法，其特征在于，安全壳内真空度建立后，通过压力监测仪表实时监测安全壳压力以确保安全壳内的真空度，当真空度下降到设定值以下时，启动真空泵将壳内气体抽出，重新建立真空度。
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