CN102169731A - 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法 - Google Patents

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Abstract

本发明属于压水堆核电站事故安全装置和相应的缓解措施，具体涉及一种适用于压水堆核电站事故工况下的一回路快速卸压装置及卸压方法。该方法从稳压器顶部引出一组卸压排放管线，在卸压排放管线上设置快速卸压阀组，卸压排放管线另一端连接到惰化箱，在惰化箱内充有惰化气体，惰化箱上装设***膜；当堆芯出口温度达到整定值时，开启快速卸压阀组，氢气混合物与惰化箱内惰化气体混合，当惰化箱承受到一定压力时，***膜被顶破，混合气体排向安全壳大空间。本发明能够缓解氢气进入安全壳内时发生燃爆的风险，增加严重事故下防止高压熔堆和高温高压熔融物向安全壳喷射的保护手段，提高经济性和并降低核电站维护成本。

Description

一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
技术领域
本发明属于压水堆核电站事故安全装置和相应的缓解措施，具体涉及一种适用于压水堆核电站事故工况下的一回路快速卸压装置及卸压方法。
背景技术
当压水堆核电站发生严重事故时，按照压力分有两种工况序列：高压工况序列(如全厂断电、丧失全部给水、丧失热阱、小破口等)和低压工况序列(中、大破口等)。在高压序列工况下，一回路及堆芯持续处于高温高压状态，以至于堆芯熔化坍塌过程及压力容器发生失效时，出现高压堆熔物颗粒向堆坑及安全壳大空间喷射，弥散颗粒物与安全壳大气作用，造成安全壳瞬时压力骤升，危及安全壳的完整性和对放射性物质的包容。
针对上述这种不利因素，新建的二代加核电站(如秦山二期3、4号机组、岭澳二期)设置了稳压器快速卸压***(稳压器延伸功能)，在堆芯温度达到一定值时，适时地开启稳压器快速卸压阀，将从堆芯出来的高温高压混合气体排入卸压箱。三代核电站如AP1000在安全壳内设置了内置换料水箱，在稳压器出口设置了3级自动卸压阀，在设计基准事故和严重事故时保持开启，将冷却剂和不可凝气体排入内置换料水箱。以上两种方法都可以作为防止严重事故下出现熔融物向安全壳高压喷射而危及安全壳的缓解措施。
然而分析表明，在高压熔堆系列工况下，当严重事故发生时，从堆芯出来的气态混合物如果排往卸压箱或内置换料水箱，由于在水洗作用下氢气混合物中夹带的蒸汽被大量过滤，导致排出卸压箱的高浓度氢气在卸压箱隔室或内置换料水箱上部空间发生爆燃的威胁大大增加，为了保证安全壳在严重事故下的完整性，需要避免这一现象。
发明内容
本发明的目的在于针对现有技术中存在的问题，提供一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法，从而缓解氢气进入安全壳内时发生燃爆的风险，增加严重事故下防止高压熔堆和高温高压熔融物向安全壳喷射的保护手段，提高经济性和并降低核电站维护成本。
本发明的技术方案如下：一种压水堆核电站一回路快速卸压装置，包括设置在稳压器卸压排放管线上的快速卸压阀组，稳压器卸压排放管线与设置在安全壳空间内的惰化箱连通，惰化箱内充有用于惰化或稀释氢气浓度的惰化气体，惰化箱上设有***膜。
进一步，如上所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其中，还包括设置在反应堆堆芯出口处的热电偶，以及与热电偶连接的堆芯出口温度测量显示装置。
一种压水堆核电站一回路快速卸压方法，该方法从稳压器顶部引出独立的一组卸压排放管线，在卸压排放管线上设置快速卸压阀组，卸压排放管线另一端连接到惰化箱，在惰化箱内充有用于惰化或稀释氢气浓度的惰化气体，惰化箱上装设***膜；在正常运行和设计基准事故工况下，所述的快速卸压阀组保持常闭状态；通过热电偶和温度测量显示装置对堆芯出口温度进行测量，当堆芯出口温度达到整定值时，开启所述的快速卸压阀组，氢气混合物与惰化箱内惰化气体混合，当惰化箱承受到一定压力时，***膜被顶破，混合气体排向安全壳大空间。
本发明的有益效果如下：
(1)本发明将使得压水堆核电站严重事故高压序列工况下，堆芯氢气释放高峰时刻，保留了从堆芯出来的混合气体中的水蒸气，并与惰化箱内的惰化气体一起作用，缓解了氢气进入安全壳内时发生燃爆的风险，从而降低了由氢气燃爆导致的安全壳失效引起早期安全壳大量放射性释放对公众的威胁；降低核电站发生早期安全壳大量放射性释放概率(LERF)，而早期安全壳大量放射性释放概率(LERF)是衡量核电站安全性和先进性的一项重要指标。
(2)本发明作为一种严重事故下的卸压方法，本身可以与原有的稳压器延伸功能互为备用，在操纵员手动开启稳压器安全阀失败时成功投入。体现了严重事故下核电站纵深防御原则中的冗余性和多样性原则，增加了严重事故下防止高压熔堆和高温高压熔融物向安全壳喷射的保护手段。
(3)本发明将使得压水堆核电站严重事故高压序列工况下，堆芯氢气释放高峰阶段，在向安全壳喷放时保留了从堆芯出来的混合气体中的水蒸气，并与惰化箱内的惰化气体一起作用，稀释了氢气在向安全壳大空间大气充分扩散前的峰值浓度，降低了氢气复合***在该阶段的复合能力要求。因而可以考虑适当减少氢气复合器的布置数量，提高经济性和降低电站维护成本。
附图说明
图1为本发明所提供的压水堆核电站一回路快速卸压装置的结构示意图。
图中，1.快速卸压阀组  2.稳压器卸压排放管线  3.惰化箱  4.***膜5.堆芯出口温度测量显示表  6.热电偶  7.反应堆压力容器  8.反应堆堆芯9.稳压器
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行详细的说明。
如图1所示，本发明所提供的压水堆核电站一回路快速卸压装置，从稳压器9的顶部引出独立的一组卸压排放管线2，在稳压器卸压排放管线2上设置快速卸压阀组1，快速卸压阀组1包括多个相互并联的卸压阀，快速卸压阀组1在反应堆正常运行和设计基准事故工况下，保持常闭状态。稳压器卸压排放管线2与设置在安全壳空间内的惰化箱3连通，惰化箱3内充有用于惰化或稀释氢气浓度的惰化气体，惰化箱3上设有***膜4。在反应堆堆芯8的出口处设置有热电偶6，热电偶6与设置在反应堆压力容器7外部的堆芯出口温度测量显示表5连接。
本实施例中，惰化箱3内所充的惰化气体为氦气，惰化箱内的压力为0.2～0.3MPa。***膜4设置在惰化箱3的顶部，***膜4的材质为不锈钢Z2CND17.12，厚度为2～3mm。惰化箱3设置于安全壳20m钢平台上。
惰化箱的设计原则为在氢气产生和向惰化箱喷放高峰时间段(假设最多持续10分钟)内，使得氢气在排往之前，即惰化箱***膜破裂之前，由于与氦气混合而平均浓度下降50％，以减小氢气进入安全壳大空间时发生爆燃的风险。
在反应堆发生严重事故下，当堆芯出口温度测量显示表5显示堆芯出口温度达到1000℃～1100℃时，操纵员根据该信号手动关闭稳压器安全阀，终止稳压器安全阀的卸压功能，然后开启上述快速卸压阀组1。于是大量氢气、水蒸气和放射性气溶胶通过稳压器卸压排放管线2排向由惰化气体(氦气)预充压的惰化箱3。惰化箱3在一定压力整定值0.7～0.8MPa时顶破***膜4，氢气、水蒸气、放射性气溶胶和惰化气体充分混合后向安全壳大空间排放。
本发明降低了由氢气燃爆导致的安全壳失效引起早期安全壳大量放射性释放对公众的威胁；降低了核电站发生早期安全壳大量放射性释放概率(LERF)；增加了严重事故下防止高压熔堆和高温高压熔融物向安全壳喷射的保护手段；稀释了氢气在向安全壳大空间大气充分扩散前的峰值浓度，降低了氢气复合***在该阶段的复合能力要求，可以适当减少氢气复合器的布置数量，提高经济性和降低电站维护成本。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (9)

1.一种压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：包括设置在稳压器卸压排放管线(2)上的快速卸压阀组(1)，稳压器卸压排放管线(2)与设置在安全壳空间内的惰化箱(3)连通，惰化箱(3)内充有用于惰化或稀释氢气浓度的惰化气体，惰化箱(3)上设有***膜(4)。
2.如权利要求1所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：还包括设置在反应堆堆芯出口处的热电偶(6)，以及与热电偶(6)连接的堆芯出口温度测量显示装置(5)。
3.如权利要求1或2所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：所述的快速卸压阀组(1)包括多个相互并联的卸压阀。
4.如权利要求1或2所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：所述的惰化气体为氦气，惰化箱内的气体压力为0.2～0.3MPa。
5.如权利要求1或2所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：所述的***膜的材质为不锈钢，厚度为2～3mm。
6.如权利要求3所述的压水堆核电站一回路快速卸压装置，其特征在于：所述的快速卸压阀组(1)在反应堆正常运行和设计基准事故工况下，保持常闭状态。
7.一种压水堆核电站一回路快速卸压方法，其特征在于：该方法从稳压器顶部引出独立的一组卸压排放管线，在卸压排放管线上设置快速卸压阀组，卸压排放管线另一端连接到惰化箱，在惰化箱内充有用于惰化或稀释氢气浓度的惰化气体，惰化箱上装设***膜；在正常运行和设计基准事故工况下，所述的快速卸压阀组保持常闭状态；通过热电偶和温度测量显示装置对堆芯出口温度进行测量，当堆芯出口温度达到整定值时，开启所述的快速卸压阀组，氢气混合物与惰化箱内惰化气体混合，当惰化箱承受到一定压力时，***膜被顶破，混合气体排向安全壳大空间。
8.如权利要求7所述的压水堆核电站一回路快速卸压方法，其特征在于：所述的堆芯出口温度达到的整定值为1000℃～1100℃。
9.如权利要求7所述的压水堆核电站一回路快速卸压方法，其特征在于：所述的***膜被顶破时，惰化箱承受的压力为0.7～0.8MPa。
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