核电站充氦加压严重事故处理系统

摘要

本发明公开了属于核电站安全领域和环境保护技术领域的一种核电站充氦加压严重事故处理系统。其包括两部分：充氦加压输送系统和安全壳壁面冷却系统；所述的充氦加压输送系统包括氦气供应源、加压装置和加温装置，所述氦气供应源经氦气输出管道与加压装置相连，所述加压装置经双输气管道与所述加温装置相连，所述双输气管道穿过安全壳，所述氦气供应源和所述加压装置设置在安全壳外，所述加温装置设置在安全壳内，所述加温装置上安装有喷放管道；所述安全壳壁面冷却系统包括：喷淋水箱、喷淋驱动结构、上喷淋喷头和下喷淋喷头。本发明提供的核电站充氦加压严重事故处理系统具有能动和非能动双系统特点、满足单一故障准则，细颗粒物的沉积效率高。

说明书

技术领域

本发明属于核电站安全领域和环境保护技术领域，尤其涉及一种核电 站充氦加压严重事故处理系统。

背景技术

2011年日本福岛发生人类历史上继前苏联切尔诺贝利、美国三里岛的 第三次核电站严重事故。事故所产生的放射性颗粒物随风飘散，随着 大气运动被输送，给地球环境及公众健康带来不可估量的危害。在核 电站的严重事故下，可能会产生大量的放射性颗粒，有效脱除这些放 射性颗粒直接关系到周边环境及人们的生命安全。随着科技的发展， 现有的核电站技术也越来越先进。然而，无论是现在正在运行的二代 反应堆还是正在设计的三代反应堆，在发生严重事故下都将产生放射 性细颗粒。即使是先进的第四代超临界水堆，也存在着特殊问题：第 四代模块式球床高温气冷堆产生的石墨粉尘可能会影响反应堆的安全 与正常运行；第四代堆钠冷快堆中，事故情况下钠颗粒的迁移也会危 及系统安全性以及周围人们的安全。所以，在核电发生严重事故的情 况下，对细颗粒的脱除对于预防和延缓严重事故都是十分重要的。

核电站所产生的细颗粒主要是PM₁₀、PM_2.5等细颗粒物，由于其质量小、 比表面积大，对气流的跟随性极好，不容易沉积。常规的除尘方法对 这些细颗粒的脱除效率都比较低，无法满足核电安全法规和环保要求 。目前核电站的设计中主要采用法国沙堆式过滤器、瑞典卵石式过滤 器和德国文丘利管式过滤器，主要针对的是事故产生的反应堆较大的 碎片或粗颗粒，并没有专门针对严重事故下的细颗粒脱除。在二代及 二代加核电站中还通过喷淋来脱除细颗粒，但是 喷淋系统的主要功能是降温，脱除颗粒的效果较差。在三代AP1000压 水堆取消了喷淋系统，严重事故时采用钢制安全壳设置水箱进行降温 降压，水箱的设计同时也起到脱除颗粒物的作用，但这并不是水箱设 计的基本目标，而且水箱的颗粒脱除效果差。目前对于核电站严重事 故下细颗粒物的脱除，还处于初步研究阶段。因此，为了保证核电的 安全，必须寻找高效脱除细微颗粒的方法。

发明内容

本发明的目的是针对现有核电技术不足提出一种核电站充氦加压严重 事故处理系统。氦气是惰性气体不会在安全壳内发生反应，并且氦气 有较大热导率，利于传热，形成温度梯度场。在一定压力场和温度场 的环境中，利用细颗粒物热泳效应和湍流效应，可以对核电站产生的 细颗粒进行脱除。

本发明提供的核电站充氦加压严重事故处理系统，包括两部分：充氦 加压输送系统和安全壳壁面冷却系统；

所述的充氦加压输送系统包括氦气供应源、加压装置和加温装置，所 述氦气供应源经氦气输出管道与加压装置相连，所述加压装置经双输 气管道与所述加温装置相连，所述双输气管道穿过安全壳，所述氦气 供应源和所述加压装置设置在安全壳外，所述加温装置设置在安全壳 内，所述加温装置上安装有喷放管道；

所述安全壳壁面冷却系统包括：喷淋水箱、喷淋驱动结构、上喷淋喷 头和下喷淋喷头。

所述氦气输出管道上设有阀门。

所述双输气管道第一输气管道上安全壳内、外均设置电动吸入阀门； 第二输气管道上安全壳内、外均设置非能动吸入阀门。

双输气管道上安全壳内、外设置的电动吸入阀门；安全壳内、外设置 的非 能动吸入阀门，是多重保障双通道正常运行。在安全壳内外都设立阀 门，满足设备的冗余性原则。系统运行满足核电单一故障原则。

所述喷放管道为至少一个。

所述喷放管道上设置电动喷放阀门或非能动喷放阀门。

所述上喷淋喷头和所述下喷淋喷头均经喷淋驱动结构与所述喷淋水箱 相连。

所述上喷淋喷头和下喷淋喷头数量均可为200-600个。

所述喷淋水箱为环状。

所述的安全壳壁面冷却系统设在安全壳的上部。

所述的充氦加压严重事故处理系统可采取模块式安装方式，既可以在 大修时安装在已有反应堆，也可以作为先进反应堆设计组成部分。

本发明的有益效果为：核电站充氦加压严重事故处理系统具有能动和 非能动双系统特点、满足单一故障准则，细颗粒物的沉积效率高。

该系统可安装各代各类型核电站。特别对PM₁₀、PM_2.5等细颗粒物脱除有 重要的应用价值，可有效降低细颗粒物的排放量，达到保护公众健康 和环境的目的。该装置具有安全、高效、可靠，实施方便，控制简单 ，可模块化组装等特点。

在核电站出现严重事故时，该装置向安全壳内充以加压氦气；同时， 对安全壳外壁喷淋，以降低安全壳壁温。该种新型工业除尘装置，以 事故高温混合气作为热源，安全壳外水冷为冷源，在安全壳内形成存 在温度梯度的混合气体温度场。利用热泳效应和湍流效应，有效脱除 严重事故所产生的放射性细颗粒。同时也促使安全壳降温降压，以缓 解核电严重事故危害。该严重事故处理系统可以采用模块式方式，安 装于核电站安全壳内外。该系统实施方便、控制简单， 可保障核电站安全高效可靠运行。本发明提出的核电站充氦加压严重 事故处理系统，可以应用于各代各类型核反应堆。该系统能有效的脱 除细颗粒物，对保证核电站周围环境安全和公众健康有重要价值。

附图说明

图1为核电站充氦加压严重事故处理系统示意图；

图中标号：

1-氦气供应源；2-阀门；3-氦气输送管道；4-加压装置；5-第一输气 管道上安全壳外电动吸入阀门；6-第一输气管道上安全壳内电动吸入 阀门；7-第二输气管道上安全壳外非能动吸入阀门；8-第二输气管道 上安全壳内非能动吸入阀门；9-第一输气管道；10-第二输气管道；1 1-加温装置；12-电动喷放阀门；13-非能动喷放阀门；14-第一喷放管 道；15-第二喷放管道；16-安全壳；17-第一下喷淋喷头；18-第二下 喷淋喷头；19-喷淋驱动结构；20-喷淋水箱；21-第一上喷淋喷头；2 2-第二上喷淋喷头。

具体实施方式

下面的实施例和附图可以使本专业技术人员更全面的理解本发明，但 不以任何方式限制本发明。

实施例1

核电站充氦加压严重事故处理系统，包括两部分：充氦加压输送系统 和安全壳壁面冷却系统；

所述的充氦加压输送系统包括氦气供应源1、加压装置4和加温装置11 ，所述氦气供应源1经氦气输出管道3与加压装置4相连，所述加压装置 4经双输气管道与所述加温装置11相连，所述双输气管道穿过安全壳1 6，所述氦气供应源1和所述加压装置4设置在安全壳16外，所述加温装 置11设置在安全壳 16内，所述加温装置11上安装有喷放管道；

所述安全壳壁面冷却系统包括：喷淋水箱20、喷淋驱动结构19、上喷 淋喷头和下喷淋喷头。

所述氦气输出管道3上设有阀门2。

所述双输气管道第一输气管道9上安全壳内、外均设置电动吸入阀门； 第二输气管道10上安全壳内、外均设置非能动吸入阀门。

所述喷放管道为两个，第一喷放管道14上设置电动喷放阀门12，第二 喷放管道15上设置非能动喷放阀门13。

所述上喷淋喷头和所述下喷淋喷头均经喷淋驱动结构19与所述喷淋水 箱20相连。

所述喷淋水箱为环状。

所述的安全壳壁面冷却系统设在安全壳的上部。

核电站充氦加压严重事故处理系统细颗粒脱除装置的结构如图1所示。 氦气由氦气供应源1供应氦气。核电严重事故时，氦气输出管道3上阀 门2开启，氦气由此进入加压装置4，进行加压；第一输气管道上安全 壳外电动吸入阀门5和第一输气管道上安全壳内电动吸入阀门6打开第 一输气管道9，或第二输气管道上安全壳外非能动吸入阀门7和第二输 气管道上安全壳内非能动吸入阀门8自动开启第二输气管道10，氦气由 加压装置4通过第一输气管道9或第二输气管道10输送至加温装置11， 注入安全壳内；加温装置11对高压氦气进行加温，加温装置11以事故 高温混合气为热源；此时，电动喷放阀门12打开第一喷放管道14，或 非能动喷放阀门13自动开启第二喷放管道15，氦气从加温装置11通过 第一喷放管道14或第二喷放管道15释放到安全壳16内，由输入氦气进 入安全壳内与安全壳内其他气体混合。同时，安全壳外利用喷淋驱动 结构19给安 全壳外壁降温，喷淋构件的水源来自环状喷淋水箱20。喷淋构件通过 上喷淋喷头和下喷淋喷头向安全壳顶盖和管壁喷淋水冷降温。根据不 同的反应堆堆型，分别设立200-600个上下喷淋喷头，以增加喷淋水冷 的效果。在图中仅列出第一下喷淋喷头17、第二下喷淋喷头18、第一 上喷淋喷头21、第二上喷淋喷头22。这样在安全壳内形成一定压力下 的温度梯度场，细颗粒在其中做湍流和热泳运动，高效沉积到安全壳 内，从而避免放射性颗粒外泄。

所涉及的加压装置4，就是把来自氦气供应源1的、具有一定压力的氦 气输入安全壳16。

所涉及加温装置11是对氦气升高温度，在冷却安全壳内温度的同时， 升温氦气至安全壳6内气体温度，与壁面形成一定温度梯度。

所涉及第一输气管道上安全壳外电动吸入阀门5、第一输气管道上安全 壳内电动吸入阀门6、电动喷放阀门12、第二输气管道上安全壳外非能 动吸入阀门7、第二输气管道上安全壳内非能动吸入阀门8、非能动喷 放阀门13通过电动和非能动第一输气管道9或第二输气管道10、第一喷 放管道14或第二喷放管道15两种不同路径实现其运行功能。同时，保 证安全壳在通入一定量氦气后可以关闭，以避免堆内压力过高。满足 核安全单一故障原则。

所涉及下喷淋喷头、喷淋驱动结构19、环状喷淋水箱20、上喷淋喷头 是对安全壳外壁进行降温，以实现安全壳内温度梯度场的形成。

以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并 不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范 围内，可轻易想到的变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内 。因此，本发明的保护范围应该以权利要求的保护范围为准。