核电站安全注入系统及清理其注入管线的清理方法与流程

本申请涉及百万千瓦级核电站关键技术，尤其是涉及核电站内安全注入系统以及对其注入管线进行清理的方法。

背景技术：
安全注入系统（简称为RIS）是最主要的核岛安全系统之一，是核电站中非常重要的一个系统。当核电站内反应堆冷却剂系统（又称为一回路，简称为RCP）出现故障时，容易导致反应堆不能冷却而失去控制，此时由安全注入系统进行补救，保证核电站反应堆的安全运行。例如当反应堆冷却剂系统内回路小破口失水时，此时安全注入系统通过向反应堆冷却剂系统内回路补水，以重新建立稳压器水位；当反应堆冷却剂系统内回路大破口失水事故时，由安全注入系统向堆芯注水，以重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升。具体结构及操作原理如下：请参考图1和2，在核电站安全注入系统通常分为高压安注系统、中压安注系统及低压安注系统，其中中压安注系统包括多个安注罐11，每个安注罐11都与反应堆冷却剂系统2的水池以及氮气分配系统（简称为RAZ）3连通。具体请参考图3，图3所示结构为单个安注罐11与氮气分配系统3以及反应堆冷却剂系统2的水池连接的示意简图，图中安注罐11通过注入管线14与反应堆冷却剂系统2连通，并且在注入管线上依次设置有隔离阀12和逆止阀13进行注入管线14的开闭控制，其中隔离阀12设置在注入管线14靠近安注罐11的一端，逆止阀13设置在注入管线14靠近反应堆冷却剂系统2的一端。其中，在每个安注罐11上还设有用于排出安注罐内气体的排气管15。中压安全注入系统1的安注罐11内存CB=2400μg/g的硼水（即为含有一定浓度硼的水），用绝对压力约为4.2MPa的氮气覆盖。当反应堆冷却剂系统2内压力降到安注罐11压力以下时，由氮气将含硼水通过注入管线14压入到反应堆冷却剂系统2内冷段，能在短时间内淹没堆芯，避免燃料棒熔化。每个安注罐11能提供淹没堆芯所需容积的50％。安注罐11的隔离由每条注入管线14上的隔离阀12和逆止阀13完成，隔离阀12可关闭注入管线14，切断安注罐11与反应堆冷却剂系统2的连接，在正常停堆期间，当反应堆冷却剂系统2内绝对压力低于7.0MPa时，关闭此隔离阀12，防止安注罐11向反应堆冷却剂系统2注入硼水。逆止阀13（又名止回单向阀、逆流阀）是指依靠介质本身流动而自动开、闭阀瓣，用来防止介质倒流的阀门。逆止阀13属于一种自动阀门，其主要作用是防止介质倒流、防止泵及驱动电动机反转以及容器介质的泄放。反应堆冷却剂系统2正常运行时，其内压力达到155bar，而安注罐11内的压力则只有43bar，逆止阀13一直处于关闭状态。由于逆止阀13接反应堆冷却剂系统2的一侧，其管线微微上翘，与水平形成一微小角度A，如图3中A所示，容易在逆止阀13的阀瓣处形成腐蚀产物的堆积，久而久之使得逆止阀13的阀瓣关闭不严，导致逆止阀13处形成泄漏，影响其密封性能，将导致花费人力进行修理，且在反应堆冷却剂系统2中，核辐射的剂量也难以避免，甚至使得大修被迫进入低低低水位检修逆止阀。

技术实现要素：
本申请要解决的主要技术问题是，克服现有技术的不足，提供一种对核电站安全注入系统以及对其注入管线进行清理的方法。为解决上述技术问题，本申请提供了一种可清理注入管线的核电站安全注入系统，包括：多个安注罐，所述安注罐内具有用于存放流体介质的空腔和排气管；注入管线，用于使安注罐与反应堆冷却剂系统连通，在所述注入管线靠近安注罐的一端装有隔离阀，在所述注入管线靠近反应堆冷却剂系的一端装有逆止阀；以及气体加压装置，所述气体加压装置与安注罐可拆式连通，用于对安注罐内流体介质加压。在所述可清理注入管线的核电站安全注入系统的一种优选实施例中，所述气体加压装置直接通过所述排气管与安注罐连通，所述排气管上设置用于控制管道通闭的隔离阀。在所述可清理注入管线的核电站安全注入系统的一种优选实施例中，所述气体加压装置为独立设置的高压气体充气装置或核电站内原有的压缩空气系统。在所述可清理注入管线的核电站安全注入系统的一种优选实施例中，所述安注罐为中压安注罐。在所述可清理注入管线的核电站安全注入系统的一种优选实施例中，注入管线包括第一管线、第二管线及第三管线；第一管线接在中压安注罐及隔离阀之间；第二管线接在隔离阀和逆止阀之间，第三管线接在逆止阀和反应堆冷却剂系统之间。为解决上述技术问题，本申请还提供了一种核电站安全注入系统注入管线的清理方法，包括以下步骤：升压步骤：关闭安装在注入管线靠近安注罐的一端、用于控制注入管线开闭的隔离阀，切断所述安注罐与反应堆冷却剂系统的连通，对所述安注罐内流体介质进行升压处理；冲洗步骤：打开所述隔离阀，使所述安注罐内流体介质在压力作用下冲洗所述注入管线以及安装在注入管线靠近反应堆冷却剂系统一端的逆止阀。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，在升压步骤中，对所述安注罐内流体介质进行升压具体为从安注罐的排气管向所述安注罐内加注高压气体。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，所述升压步骤中所述安注罐内压强升至2.5-4.5bar。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，所述安注罐内升压至4bar。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，在冲洗步骤中，对注入管线和逆止阀冲洗水量为2-6立方米，持续冲洗15-60秒。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，在冲洗步骤中，对注入管线和逆止阀持续冲洗18秒。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，所述安注罐内流体介质为硼水，所述硼水的浓度大于或等于反应堆冷却剂系统内的硼水浓度。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，在冲洗步骤中，反应堆冷却剂系统内的硼水始终低于溢出线。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，在冲洗步骤前，将反应堆冷却剂系统中位于堆芯上的上部构件从堆芯中移出。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，还包括：泄压步骤：排出安注罐内多余高压气体，释放安注罐内的残压。在所述核电站安全注入系统注入管线的清理方法的一种优选实施例中，所述泄压步骤具体为通过安注罐上的排气管排出多余气体或者通过与安注罐连接的氮气分配系统排出多余气体。本申请的有益效果是：本申请清理方法中，中压安注罐加压后压力大于反应堆冷却剂系统内压力，因此需要先关闭安装在注入管线靠近安注罐的一端、用于控制注入管线开闭的隔离阀，切断安全注入系统中装有流体的安注罐与反应堆冷却剂系统的连通，从而便于对安注罐内流体进行升压，提高安注罐内的压力。当安注罐内压力升高到一定值，打开隔离阀，由于安注罐内气压升高，其内流体冲过注入管线、隔离阀以及逆止阀进入到反应堆冷却剂系统内的水池中，对注入管线以及其上的隔离阀和逆止阀形成冲洗，可以将注入管线以及逆止阀内沉积的腐蚀产物明显去除，使得逆止阀内阀瓣能够完全开合，大大加强逆止阀的密封性，可避免人工检修逆止阀，减少维修次数及人员辐射剂量。附图说明图1为核电站各系统之间连接示意图；图2为核电站内安全注入系统与反应堆冷却剂系统及氮气分配系统连接示意图；图3为安全注入系统中单个安注罐与反应堆冷却剂系统及氮气分配系统连接示意图；图4为本申请核电站安全注入系统一种实施例的结构示意图；图5为本申请核电站安全注入系统注入管线的清理方法一种实施例步骤框图。具体实施方式为了使本申请所解决的技术问题、技术方案及有益效果更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本申请进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本申请，并不用于限定本申请。在本申请的描述中，需要理解的是，术语“纵向”、“径向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本申请和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本申请的限制。在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。请参考图3，现有技术中注入管线14包括第一管线141、第二管线142、及第三管线143；第一管线141接在中压安注罐11及隔离阀12之间；第二管线142接在隔离阀12和逆止阀13之间，第三管线143接在逆止阀13和反应堆冷却剂系统2之间。在核电站系统中，反应堆冷却剂系统2正常运行时，反应堆冷却剂系统2压力达到155bar，而中压安注罐11内的压力则只有43bar，逆止阀13一直处于关闭阶段。发明人在核电大修中发现，由于逆止阀13接反应堆冷却剂系统2的一侧，其管线微微上翘，与水平形成一微小角度A，容易在逆止阀13的阀瓣处形成腐蚀的堆积物，久而久之使得逆止阀13的阀瓣关闭不严，导致逆止阀13处形成泄漏，影响其密封性能。为了解决上述技术问题，本申请实施例中提供一种消除沉积腐蚀产物的清理方法，防止在逆止阀13处形成泄漏。其方法是在大修期间，向安注罐11内加压，然后打开隔离阀12，在高压下对注入管线14进行冲洗，即一种核电站安全注入系统注入管线14的清理方法。具体地，该清理方法主要包括步骤：升压步骤：关闭安装在注入管线14靠近安注罐11的一端、用于控制该注入管线14开闭的隔离阀12，切断安全注入系统中装有流体的安注罐11与反应堆冷却剂系统2的连通，对安注罐11内流体进行升压。本步骤的目的在于使安注罐11内的压力大于反应堆冷却剂系统2，使得注入管线14两端存在一定的压力差，这是利用安注罐11内流体介质进行冲洗的基础。冲洗步骤：打开隔离阀12，使所述安注罐11内流体在压力作用下冲洗所述注入管线14以及安装在注入管线14靠近反应堆冷却剂系统2一端的逆止阀13。在冲洗过程中，可以将管线内沉积的腐蚀产物明显去除，使得逆止阀13中的阀瓣可良好闭合，大大加强逆止阀13的密封性，减少维修次数及人员剂量，避免核电站大修进入低低水位检修逆止阀13。下面结合附图通过具体实施方式对本申请作进一步详细说明。实施例一：请参考图4，本实施例一中核电站安全注入系统包括多个并列设置的安注罐11，每个安注罐11内具有用于存放流体介质的空腔。该安注罐11通过注入管线14与反应堆冷却剂系统2连通，在该注入管线14靠近安注罐11的一端装有隔离阀12，在该注入管线14靠近反应堆冷却剂系通2的一端装有逆止阀13。该隔离阀12可控制注入管线14的开闭，而逆止阀13主要用于防止反应堆冷却剂系统2向安注罐11内形成回流，避免损坏安注罐11等设备。该注入管线14包括第一管线141、第二管线142、及第三管线143；第一管线141接在中压安注罐11及隔离阀12之间；第二管线142接在隔离阀12和逆止阀13之间，第三管线143接在逆止阀13和反应堆冷却剂系统2之间。在核电站系统中，反应堆冷却剂系统2正常运行时，反应堆冷却剂系统2压力达到155bar，而中压安注罐11内的压力则只有43bar，逆止阀13一直处于关闭阶段。该安注罐11还通过其他管线与氮气分配系统3（RAZ）连通，该氮气分配系统3的作用主要用于向安注罐11内注入氮气，安注系统的安注罐11内存CB=2400μg/g的硼水（即为含有一定浓度硼的水），用绝对压力约为4.2MPa的氮气覆盖。该氮气分配系统3与安全注入系统连通的管道上设置有两个阀门,一个为常开式，一个为常闭式。另外还设有排气部件，该排气部件用于将其内气体排至大气中；该排气部件上设置有隔离阀，该隔离阀为常闭式隔离阀。同时，该氮气分配系统3内还包括排气部件，用于对安注罐11内进行换气，以使得安注罐11可以正常使用。另外，该安全注入系统还设有试验管线16，为本领域技术人员所公知，不多加赘述。安注罐11本身还设有排气管15，现有技术中用该排气管15向外排气。本实施例一安全注入系统1还包括气体加压装置4，气体加压装置4与安注罐11连通，用于提供高压气体对安注罐11内流体介质加压。与氮气分配系统3不同的是，该气体加压装置4是用于在冲洗注入管线14的时候，向安注罐11内填充高压气体，以形成压强差，使得安注罐11内流体对注入管线14以及隔离阀12进行冲洗。该气体加压装置4是可拆卸式的安装在安注罐11上，即该气体加压装置4可以只在需要对安全注入系统1的注入管线14进行清理的时候才与安注罐11连通，并往其内填充高压气体。在对安全注入系统1的注入管线14清理完成后，可拆下气体加压装置4，使得该安全注入系统1恢复到工作状态下，继续正常工作，在核电站内反应堆冷却剂系统2出现故障导致反应堆不能冷却时，由安全注入系统1进行补救，保证核电站反应堆的安全运行。因此该气体加压装置4并不影响安全注入系统1的正常运行。气体加压装置4在安注罐11上的接入位置可灵活设置，例如由于安注罐11本身具有排气管15，即上述在安全注入系统1正常工作时排出安注罐11内气体的排气管15，在清理安全注入系统1时，可直接将气体加压装置4与该排气管15连通，进行高压气体加注，这样设计的好处在于可以直接在安注罐11原有结构上进行改进，避免过多的改动，节约人力物力，同时这种改进也比较容易实现。当然，气体加压装置4也可以在安注罐11上另择位置安装，开设新的供气口，并设置相应阀门，在需要清理时，将气体加压装置4与该供气口连通，在清理完毕后，拆下该气体加压装置4，关闭阀门，使安全注入系统1重新投入到正常工作状态，避免该气体加压装置4对安全注入系统1的影响。该气体加压装置4可以但不限于为独立设置的高压气体充气装置进行充气，也可以采用核电站内原有的压缩空气系统进行充气。实施例二本实施例二提供一种根据本申请注入管线清理方法的发明构思实施的一种具体方式，以消除现有技术中逆止阀13与水平形成一微小角度A，容易在逆止阀13的阀瓣处形成腐蚀产物的堆积，使得逆止阀13的阀瓣关闭不严，导致逆止阀13处形成泄漏，影响其密封性能的问题。请参考图5，本实施例二所示清理方式包括如下步骤：首先，将气体加压装置4与安注罐11临时连通，准备向安注罐11内供应高压气体，此时安注罐11内存放有一定量的流体介质。由于安注罐11内冲洗注入管线14的流体介质最后会排出到反应堆冷却剂系统2的水池内，该反应堆冷却剂系统2的水池内为一定浓度的硼水，该硼水的浓度必须满足技术规范要求的硼浓度值，因此优选地安注罐11内流体介质采用与反应堆冷却剂系统2的水池内相同浓度或者高于该浓度的硼水，以避免安注罐11内的流体介质进入反应堆冷却剂系统2后，降低整个系统的硼浓度。其次，关闭注入管线14上的隔离阀12，向安注罐11内充入气体使得安注罐11内升压。升压目的是使安注罐11内的压力大于反应堆冷却剂系统2内压力，当安注罐11与反应堆冷却剂系统2连通时，可将安注罐11内硼水经注入管线14、隔离阀12以及逆止阀13压入到反应堆冷却剂系统2水池中，从而冲走注入管线14、隔离阀12以及逆止阀13内堆积的腐蚀产物，达到清理注入管线14、隔离阀12特别是逆止阀13的目的。因此安注罐内的升压大小与反应堆冷却剂系统中水池中水位高低有关，例如在一种具体实施例中，以核电站内通常使用的高约19米左右的水池为例，安注罐11内优选地升压到4bar（压强单位）。由于压力过大会造成冲洗流量过大，进容易对反应堆冷却剂系统2各部件造成损坏，因此在此种情况下压力不能大于4bar。值得注意的是，前述4bar仅是一种情况下的最大升压值，但并不代表在其他大小的反应堆冷却剂系统2水池水位条件下不能升压超过4bar。本实施例主要表达的发明构思是安注罐11内升压的压强根据反应堆冷却剂系统2水池水位不同而不同，为保护其他部件不受过大压力的破坏，安注罐11内要设置最大压强值，通常情况下安注罐11内升压不能超过该最大压强值或仅略大于该最大压强值。例如，在一种具体实施例中，以核电站内通常使用的高约19米左右的水池为例，安注罐11内压强可升压至2.5-4.5bar范围。再其次，安注罐11内升压后，当前状态隔离阀12侧大于逆止阀13侧第三管线143内压强。此时打开隔离阀12，由于安注罐11内气压更高，其内流体介质冲过第一管线141、隔离阀12、第二管线142、逆止阀13，对注入管线14形成冲洗，不仅可清除堆积在逆止阀13的阀瓣处形成腐蚀产物，还可以清理注入管线14和隔离阀12内堆积的腐蚀产物，实现整个注入管线14的清理，尤其使得逆止阀13内阀瓣可良好地闭合，提高逆止阀13的密封性能。其中，通常情况下冲洗水量约2-6立方米，而冲洗持续时间并不确定，与中压安注罐与一回路的压力差有关，压力差越大，冲洗时间越短。一般可控制在15-60秒内，优选地可选择冲洗18秒，既便于水量的控制，节约用水量，同时也可很好的清理干净注入管线内的堆积物，例如在一种具体实施例中，以核电站内通常使用的高约19米左右的水池为例，安注罐内优选地升压到4bar（压强单位），打开隔离阀后冲洗水量约4立方，冲洗仅仅18秒，即可很好的清理干净注入管线内的堆积物。其中，自注入管线14内冲出的流体介质冲入到反应堆冷却剂系统2的水池后，此时反应堆冷却剂系统2的水池内流体介质的水位必然会有一定程度的上升，如果反应堆冷却剂系统2的水池内流体介质的水位上升超过反应堆冷却剂系统2的水池的溢出线，流体介质外泄，会导致污染和浪费，所以对注入管线14冲洗时要防止反应堆冷却剂系统2中水池溢流，也就是说在冲洗步骤中，反应堆冷却剂系统2的水池内的流体介质必须始终低于水池的溢出线，如果水池中水量过多，可通过反应堆冷却剂系统2本身具有的排水通道排出，但不能使水池内流体超过水池的溢出线，溢出以后的硼水容易造成污染和浪费。其中，反应堆堆芯设置有上部构件，在反应堆冷却剂系统2正常工作时，该上部构件由一个外罩固定，但是在检修时，该外罩需要被取掉，因此上部构件在检修过程中并未固定，为了防止安注罐11内流体进入反应堆冷却剂系统2内后，对反应堆上部构件造成冲击，进而损坏了该上部构件，造成上部构件的移位，因此在冲洗步骤前，需要将反应堆冷却剂系统中位于堆芯中的上部构件从堆芯中移出，或者至少在开启隔离阀之前将反应堆冷却剂系统中位于堆芯中的上部构件从堆芯中移出，确认反应堆上部构件不在堆芯中，然后才打开隔离阀12，进行冲洗。最后，进行泄压步骤。在冲洗后安注罐11中通常还有残压，为了防止后续意外开启安注罐11隔离阀12时，该残压会造成硼水的意外流动，进而对反应堆等设备造成损坏，影响反应堆正常运行，因此冲洗结束后应尽快将残压排放释放。其中，排出安注罐11内多余高压气体，释放安注罐11内的残压，可通过将气体加压装置4从安注罐11上拆卸，从安注罐11的排气管中进行排气，也可以通过与安注罐11相连通的氮气分配系统3的排气部件进行排放。这样做的好处在于，不用对原有安注罐11进行改造，直接作用于原有安注罐11的结构，可节约改造成本，同时也便于简化结构。在实际实验操作中，采用本实施例二所述的清理方法前，大修期间总是发生安注罐11上逆止阀13密封不严需要维修的情况，从而增加了人员工作量及辐照剂量。采用本实施例二所述的清理方法后，定时或不定时的对注入管线14进行清理，经试验，大修期间再也没有发生中压安注系统中逆止阀13密封不严需要维修的情况，减少了人员工作及辐照剂量。对比采用该冲洗方法前及采用本申请清理方法后的测试结果可知，该清理方法可以将管线内沉积的腐蚀产物明显去除，大大加强逆止阀13的密封性，减少维修次数及人员剂量，避免核电站大修进入低低水位检修逆止阀13的情况。以上内容是结合具体的实施方式对本申请所作的进一步详细说明，不能认定本申请的具体实施只局限于这些说明。对于本申请所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换，都应当视为属于本申请的保护范围。