[实用新型]一种核电站安全壳喷淋系统的钠离子控制装置

说明书

技术领域

本实用新型涉及大型核电专项安全设备，具体涉及一种核电站安全壳喷淋系统的钠离子控制装置。

背景技术

核电站(nuclear power plant)又称核电厂，是利用核裂变(Nuclear Fission)或核聚变(Nuclear Fusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛(包括反应堆装置和一回路系统)和利用蒸汽发电的常规岛(包括汽轮发电机系统)，使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。

核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。

为了应付核电站一回路主管道破裂的极端失水事故(LOCA)的发生，近代核电站都设有危急冷却系统。它是由安全注射系统和安全壳喷淋系统(EAS)组成。一旦接到极端失水事故的信号后，安全注射系统向反应堆内注射高压含硼水，喷淋系统向安全壳喷水和化学药剂。便可缓解事故后果，限制事故蔓延。注射系统：当核电站一回路系统的管道或设备发生破损事故后，安全注射系统用来向堆芯紧急注入高硼冷却水，防止堆芯因失水而造成烧毁。

安全壳是阻挡来自燃料的裂变产物及一回路放射性物质进入环境的最后一道屏障。当发生安全壳内蒸汽管道破裂事故情况下，高温、高压的蒸汽喷放出来，使安全壳内压力和温度升高。而安全喷淋系统的功能就是通过喷淋冷凝蒸汽，使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。

在安全壳的上部设有相当数量的喷淋头，当安全壳内由于发生主管道破损事故而蒸汽压力升高时，安全壳喷淋系统的泵就自动启动，将换料水箱内的硼水和NaOH贮箱内供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由喷淋头喷入安全壳内。当换料水箱的水被用尽后，喷淋泵可改汲安全壳内的地坑水。此时，地坑水先由设备冷却水冷却后再重新喷淋至安全壳内。

如图1所示，安全壳喷淋系统包括两列管线，每列管线包括一台喷淋水泵EAS001PO/002PO、一台化学添加剂喷射器EAS001EJ/002EJ、一个热交换器EAS001RF/002RF和两条位于安全壳顶部不同标高的喷淋集管以及共同的化学剂回路。两列管线共用的设备管线包括一个化学添加剂箱EAS001BA和一台搅浑泵EAS003PO，此外还有两列管线共用的连接换料水箱PTR001BA的喷淋泵试验管线。

在安全壳喷淋系统上还具有碱注入回路，如图2所示，碱注入回路主要包括一个碱液箱EAS001BA、一个循环泵EAS003PO和三个第二阀门141VR/125VR/158VR，碱液箱EAS001BA的上端通过主管道012与喷淋系统连接，在主管道012的末端设有第一阀门125VR，第一阀门125VR将主管道012分为前后的A管段和B管段，在主管道012的末端及第一阀门125VR的前段设有用于排出碱液的支路管道024，第三阀门158VR安装在支路管道024上。碱液箱EAS001BA上还设有循环管道036，循环管道036的一端与碱液箱EAS001BA下端联通，另一端与上端的主管道012联通，第二阀门141VR安装在循环管道036上，并在碱液箱EAS001BA下端开口处，循环泵EAS003PO安装在循环管道036上，并在第二阀门141VR下游，循环泵EAS003PO用于驱动碱液箱EAS001BA的碱液循环。

在使用过程发现碱注入回路具有严重的泄漏导致钠污染，泄漏事故如下：1994年由于第一阀门125VR内漏和碱液喷射管线中存在残留物，造成换料水箱PTR001BA钠污染；1998年3月由于125VR内漏造成换料水箱PTR001BA钠污染；2002年由于125VR内漏，并且循环泵EAS003PO做周期性实验时造成换料水箱PTR001BA钠污染；2013年4月，D216大修“四池连通”之后的反应堆水池样品分析，发现换料水箱PTR001BA钠含量较以往大修存在明显异常上涨，使得一回路多个系统受到钠污染。20多年来由于钠污染产生了一系列的IOER事件。