CN110265166A - 一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制*** - Google Patents

一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制*** Download PDF

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陈丽
何艳红
景旭斌
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Abstract

本发明的目的在于公开一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，它包括再生热交换器、下泄热交换器、下泄孔板、高分离率膜、脱气膜和上充泵，所述再生热交换器和下泄热交换器将反应堆冷却剂降温至膜工作的合适温度，降温降压的反应堆冷却剂依次通过高分离率膜和脱气膜进行净化和除氧，再经过上充泵加压和再生热交换器升温后返回主***；与现有技术相比，高分离率膜去除核素和杂质，减少使用树脂床和过滤器，降低了放射性固体废物的产生量和更换过程中人员受到的辐射剂量；采用脱气膜进行除氧，可将反应堆冷却剂的氧含量降至限值以下，与现有技术相比，避免了使用氢气，减少了核电厂危险源，简化了人员操作，实现本发明的目的。

Description

一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***
技术领域
本发明涉及一种核电厂化学和容积控制***，特别涉及一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***。
背景技术
传统的压水堆核电站中，化学和容积控制***(以下简称化容***)的主要功能之一是控制反应堆冷却剂的水化学条件，按要求控制反应堆冷却剂中硼浓度、pH值和氧含量，去除反应堆冷却剂中腐蚀产物和裂变产物，从而减少一回路的腐蚀，保证设备和材料的完整性，降低反应堆冷却剂放射性水平。
通常，反应堆冷却剂由化容***通过热交换器降温，树脂床和过滤器去除腐蚀产物和裂变产物，通过加氢来控制溶解氧含量，经再生热交换器加热后返回主***。
氢气为易燃易爆气体，介质为氢气的管阀、设备以及安装的房间等均需进行特殊的防爆设计，人员操作上也要使用相应的特殊规程。化容***使用脱气膜能直接对反应堆冷却剂除氧，能够减少核岛内危险源和简化人员操作。
由于堆芯无硼，反应堆冷却剂为带放射性的水，利用高分离率膜可以去除反应堆冷却剂中的核素和杂质。减少树脂床和过滤器的使用，降低了树脂和滤芯等放射性固体废物的产生量，同时也降低了人员在更换树脂和滤芯过程中所受辐射剂量。
因此，特别需要一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，以解决上述现有存在的问题。
发明内容
本发明的目的在于提供一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，针对现有技术的不足，避免了使用氢气，减少了核电厂危险源，简化了人员操作，降低了放射性固体废物的产生量和更换过程中人员受到的辐射剂量。
本发明所解决的技术问题可以采用以下技术方案来实现：
一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，它包括再生热交换器、下泄热交换器、下泄孔板、高分离率膜、脱气膜和上充泵，所述再生热交换器和下泄热交换器将反应堆冷却剂降至合适温度，再依次与高分离率膜和脱气膜相连接，所述脱气膜的出口通过上充泵和再生热交换器与主***相连接。
在本发明的一个实施例中，所述下泄热交换器与所述高分离率膜之间通过下泄孔板互相连接。
在本发明的一个实施例中，所述高分离率膜用于去除反应堆冷却剂中的放射性核素和杂质。
在本发明的一个实施例中，所述高分离率膜的浓水侧与废液***相连接。
在本发明的一个实施例中，所述脱气膜用于去除反应堆冷却剂中的溶解氧。
在本发明的一个实施例中，所述脱气膜的输出端通过上充泵与所述再生热交换器相连接。
在本发明的一个实施例中，所述脱气膜的气相侧连接有真空泵。
本发明的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，与现有技术相比，利用热交换器对反应堆冷却剂降温后，经高分离率膜去除核素和杂质，再流经脱气膜进行除氧，除氧后的反应堆冷却剂经上充泵加压及再生热交换器加热后返回主***，降低了放射性固体废物的产生量和更换过程中人员受到的辐射剂量，避免了使用氢气，减少了核电厂危险源，简化了人员操作，实现本发明的目的。
本发明的特点可参阅本案图式及以下较好实施方式的详细说明而获得清楚地了解。
附图说明
图1为本发明的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***的流程示意图。
具体实施方式
为了使本发明实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体图示，进一步阐述本发明。
实施例
如图1所示，本发明的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，它包括再生热交换器1、下泄热交换器2、高分离率膜4和脱气膜5，再生热交换器1的热侧入口管道连接至主***，再生热交换器1的热侧出口通过下泄热交换器2依次与高分离率膜4和脱气膜5相连接，脱气膜5的出口通过再生热交换器1冷侧与主***相连接。
在本实施例中，下泄热交换器2与高分离率膜4之间通过下泄孔板3互相连接。
在本实施例中，高分离率膜4用于去除反应堆冷却剂中的放射性核素和杂质；高分离率膜4的浓水侧与废液***相连接。
在本实施例中，脱气膜用5于去除反应堆冷却剂中的溶解氧；脱气膜5的出口通过上充泵6和上充泵7与再生热交换器1相连接；脱气膜5的气相侧连接有真空泵。
本发明的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***的工作过程如下：
反应堆冷却剂从主***出来后，经再生热交换器1、下泄热交换器2冷却后，由下泄孔板3降压至膜工作的适宜压力。
反应堆为无硼堆芯，反应堆冷却剂为带放射性的除盐水，通过高分离率膜4可以去除反应堆冷却剂中的核素和杂质，高分离率膜4的浓水侧为核素和杂质浓缩液，排至废液***；经过净化的反应堆冷却剂则进入脱气膜5进行除氧，脱气膜5的气相侧由真空泵进行抽真空。
除氧后的反应堆冷却剂由上充泵6和上充泵7加压，再生热交换器1升温后，返回到主***。
本发明的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***中降低了放射性固体废物的产生量和更换过程中人员受到的辐射剂量，避免使用氢气，减少核岛内危险源，简化人员操作。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要特征和本发明的优点。本行业的技术人员应该了解，本发明不受上述实施例的限制，上述实施例和说明书中描述的只是说明本发明的原理，在不脱离本发明精神和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本发明范围内，本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。

Claims (7)

1.一种无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，它包括再生热交换器、下泄热交换器、下泄孔板、高分离率膜、脱气膜和上充泵，所述再生热交换器和下泄热交换器将反应堆冷却剂降至合适温度，再依次与高分离率膜和脱气膜相连接，所述脱气膜的出口通过上充泵和再生热交换器与主***相连接。
2.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述下泄热交换器与所述高分离率膜之间通过下泄孔板互相连接。
3.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述高分离率膜用于去除反应堆冷却剂中的放射性核素和杂质。
4.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述高分离率膜的浓水侧与废液***相连接。
5.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述脱气膜用于去除反应堆冷却剂中的溶解氧。
6.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述脱气膜的输出端通过上充泵与所述再生热交换器相连接。
7.如权利要求1所述的无硼压水堆核电厂化学和容积控制***，其特征在于，所述脱气膜的气相侧连接有真空泵。
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