用于从核反应堆冷却剂中去除放射性气体和氢气的方法与流程

本分案申请是基于中国发明专利申请号201680008509.8(国际申请号pct/us2016/012272)、发明名称“用于为核反应堆冷却系统脱气的设备”、申请日为2016年1月6日的专利申请的分案申请。

背景

本发明总体涉及一种从核电站中的反应堆冷却剂中去除溶解的气体的方法，以及更具体地涉及一种用于通过使冷却剂通过隔膜并通过施加真空提取气体而从反应堆冷却剂中去除溶解的氢和裂变气体的设备。

背景技术：

在压水反应堆装置停机期间，通常的做法是将反应堆冷却剂系统排放到反应堆容器凸缘以下至反应堆容器冷却剂出口喷嘴的中平面的高度。该中平面与引到蒸汽发生器的“热腿”连接管道的中平面重合。这种排放允许在停机期间对泵、蒸汽发生器、支撑结构和其他主要系统部件进行检查、测试和维护。

在反应堆操作期间，通过在核燃料中发生的裂变反应产生的一些裂变气体(例如氙气和氪气)可能进入反应堆冷却剂系统并且溶解在反应堆冷却剂中。停机之后但在补给燃料和维护操作开始之前，必须减小放射性气体和氢气的浓度，以避免设备维护检查人员过度暴露于辐射中，以及减少在安全壳环境中由于潜在的火花点燃由空气和氢气组成的可燃混合物而引起爆炸的可能性。

以前已经使用与反应堆冷却剂系统连接的容积控制罐对反应堆冷却剂进行脱气。通常，反应堆冷却剂系统主要包括这些核蒸汽供应系统部件，诸如反应堆容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵和连接管道。体积控制罐是称为化学体积控制系统的系统的一部分，其以脱气模式通过将溶解的氢气和放射性气体从反应堆冷却剂中闪蒸出来并进入容积控制罐的蒸气空间而运行。可以在美国专利us4,647,425中找到这种系统的一个例子。

典型地，被称为泄放流的相对小量的反应堆冷却剂流从反应堆冷却剂系统和通过化学体积控制系统而转移。该流首先被冷却，然后在混合床脱盐剂中被纯化，被过滤以去除溶解的离子或悬浮的颗粒物质，并且通入体积控制罐。

美国专利us4,647,425提出了对该化学体积控制系统程序的改进，并且缩短了使反应堆冷却剂有效脱气所需的时间。该专利提出的方法提供了对反应堆冷却剂系统进行真空脱气。该方法包括在排水操作期间将反应堆冷却剂系统排放到接近热腿的中点并且将反应堆冷却剂系统维持在未通气的状态。然后，使得位于蒸汽发生器的初级侧的任何已闪蒸的反应堆冷却剂回流。如上述专利中所使用的，已闪蒸的反应堆冷却剂是指由于较低的环境压力而闪蒸进入蒸汽相的液体冷却剂。回流是指被冷凝和被冷却。大量反应堆冷却剂以及回流的反应堆冷却剂通循环过残余除热系统以冷却反应堆冷却剂。对反应堆冷却剂系统抽真空以抽出从反应堆冷却剂中汽提的任何气体。优选地，对冷却系统进行排放的步骤在排放过程中在未通气的反应堆容器和反应堆冷却剂系统中建立部分真空。该部分真空足以使反应堆冷却剂在反应堆冷却剂系统中的主要温度下沸腾，从而在排放步骤期间进行脱气。

图1示出了目前正在使用的真空脱气系统10的一个现有技术实施例。泄放流在入口12处进入系统，并被引导到脱气塔容器16的入口14，在入口14处，其通过喷射头18进入容器的内部。利用脱气器真空泵36通过管道20对容器抽真空。未蒸发的过多反应堆冷却剂通过排放泵22从容器中抽出，其中采用脉冲阻尼器24来平滑由隔膜排放泵22产生的脉冲。通过排放泵22抽出的冷却剂被排出到储存罐26以返回到系统或处理掉。在脱气塔16中与冷却剂分离开的水蒸气和不可冷凝气体行进通过除雾器28以去除任何所夹带的冷却剂并且被输送到蒸气冷凝器30，在蒸气冷凝器30中其与冷冻水成热交换关系，该冷冻水通过入口32和出口34进出蒸汽冷凝器。然后，将放射性气体和氢气通过真空泵36抽出到脱气器分离器38。然后通过脱气分离器泵40将分离后的冷却剂抽出并且排放到储存罐26。放射性气体和氢气从脱气器分离器38的蒸气空间排出到反应堆装置放射性废气系统42。在维护之前提供氮气吹扫管线44以清除任何残留的氢气和放射性气体。

这种传统方法需要大量能量来操作大型真空泵、多个部件(例如脱气塔、输送泵、分离器容器、互连管道、阀和仪器)，并且需要相当大的建筑空间和支持系统(例如冷却水/冷冻水)。因此，虽然这些系统具有长期的记录，但是需要进行进一步改进，这将简化设计，减小操作系统所需的能量，减小容纳系统所需的建筑空间的量，以及降低系统的资本和维护成本。

技术实现要素：

这些和其他目的通过用于从反应堆冷却剂中去除放射性气体和氢气的核反应堆电站子系统来实现。该子系统包括容纳隔膜的接触器，隔膜将接触器壳体的内部分成入口室和出口室，其中隔膜具有孔，该孔使放射性气体和氢气从入口室通向出口室，但是防止反应堆冷却剂通到出口室。真空发生器连接到出口室，用于对出口室抽真空。液体出口导管连接到位于入口室上的出口喷嘴，用于将反应堆冷却剂的已脱气部分输送到期望位置。类似地，气体出口导管连接到位于出口室上的出口喷嘴，用于将放射性气体和氢气输送到核反应堆电站的废气系统。

在一个实施例中，“吹扫”气体系统连接到出口室，用于在出口室中提供相对小量的惰性气体吹扫流，优选地，惰性气体是氮气。吹扫气体与真空的应用相结合提高了隔膜对溶解气体去除的效率，从而使所需的接触器数量最小化。在另一个实施例中，接触器壳体包括并联连接的多个接触器壳体。可替代地，接触器壳体可以串联连接。在又一个实施例中，接触器壳体包括多个接触器壳体，其中所述多个接触器壳体中的至少一些并联连接并且并联连接的接触器壳体中一些与所述多个接触器壳体中的至少另一个串联连接。在再一个实施例中，接触器可以在没有吹扫气体的情况下操作，但是可能需要串联和/或并联的附加接触器。

附图说明

当结合附图阅读本发明时，可以从以下对优选实施例的描述中获得对本发明的进一步理解，附图中：

图1是现有技术的真空脱气系统的示意性布局；

图2是本发明的各部件的一个实施例的示意性布局，所述各部件代替图1的位于虚线内的系统部分；和

图3是图2系统的示意性布局，其中附加接触器壳体与接触器壳体的两个并联的装置串联设置以进一步改善输出质量。

具体实施方式

本发明利用已知且已形成的气体隔膜技术来从反应堆冷却剂中去除溶解的气体。虽然这对于某些应用来说是已知和成熟的技术，如在过去提出的可替代反应堆脱气系统所证实的和在美国专利us4,647,425的背景技术中提出的对现有技术的评估中已经描述过的一样，但是以前没有采用该技术来处理如与核反应堆系统的主要冷却剂接口所存在的温和的酸性和放射性的解决方案。

根据本发明，分别容纳气体隔膜的一个或多个可替代的“接触器”串联和/或并联布置，按照需要处理期望的流和气体去除程度。含有主要溶解的氢气和放射性气体(即氙气和氪气)的液体以相对低的压力进入接触器并且被脱气至期望水平而离开隔膜。在隔膜的气体侧施加真空，以将溶解的气体从液体中拉过隔膜壁中的微小孔。此外，在真空侧使用小量的惰性气体吹扫气体(例如氮气)流以增强溶解气体的去除。该气体流使所需接触器的数量最小化。入口和出口溶解氢分析仪监测隔膜的性能。在图2和图3中示出了这种系统。图2示出并联的两个接触器46，但是应当意识到，根据需要可以并联使用一个、三个或四个或更多个接触器来处理所需的流量。图3示出了如图2所示并联的两个接触器，其中第三接触器与所述并联的两个接触器的输出部串联，以进一步减小可能保留在已脱气冷却剂流内的气体的量。

返回参考图2，泄放流在入口12处进入系统，并且通过入口管道48被分配到接触器46的每个入口50。通过真空泵54在气体出口52处对隔膜的气体侧施加真空，并且在气体入口56处从氮气源58引入小量的惰性气体流(优选氮气)。“惰性气体”是指当排放到废气系统时不会与汽提气体(即放射性气体或氢气)发生反应而形成不期望的或有害的气体混合物的气体。例如，可以使用氦气，而不能使用氧气。接触器46内的隔膜具有孔，该孔足够小以防止冷却剂通过气体出口52，但是足够大以使氢气和放射性气体能够通过隔膜。这种接触器可商购，例如可从membranacorporation，charlotte，northcarolina获得的liqui-cel。已脱气的冷却剂然后在出口60处离开接触器46，并且由出口导管62输送到储存罐26，在储存罐处可将其返回到反应堆系统或处理掉。许多接触器46可以根据需要并联布置以处理需要再循环或处理掉的如此大量的含气体的冷却剂。然后，通过真空泵54将提取的氢气和放射性气体和氮气吹扫气体循环到工厂的放射性废物系统42。氮源58还在气体管线中提供流以净化系统的气体出口侧以用于维护。清洁的软化水44的源设置用于在维护之前冲洗接触器的液体侧和管道。

除了附加的接触器46定位成与图2所示的接触器46并联的装置串联并且提供了另一阶段的脱气以提高离开系统的冷却剂的纯度，图3与图2相同。在整个系统中提供传感器以监测该过程的功效。

虽然已经详细描述了本发明的具体实施例，但是本领域技术人员将意识到，可以根据本公开的总体教导来开发对这些细节的各种修改和改变。因此，所公开的特定实施例仅仅是说明性的而不限制本发明的范围，本发明的范围将被赋予所附权利要求及其任何和所有等同方案的全部范围。