一种核电站安全壳抽真空系统及方法与流程

本发明属于核反应堆，尤其设置一种核电站安全壳抽真空系统及方法。

背景技术：

1、现如今，压水反应堆向小型集成模块化发展，倾向采用一体化结构，一体化反应堆内包括压力容器以及位于压力容器上封头内的稳压器、内置的蒸汽发生器模块、核燃料组件和控制棒等核心部件，一体化反应堆位于封闭的安全壳内以防止放射性物质外逸，是一种紧凑的、更加经济的设计。

2、然而，在传统设计中，压力容器和工艺管道需采用保温材料进行绝热，这种情况下，设备和管道需要占据较大的布置空间，难以适应小型集成模块化堆需求。

3、另外，反应堆在停堆冷却及换料阶段，需要向壳内注入适量冷却水，利用安全壳壁面与水池内的冷却水进行换热，在重新启堆前，则需要排空壳内冷却水，建立真空环境。由于一般的安全壳高度远高于10m，在环境压力下，无法通过常规泵抽出壳内冷却水，安全壳内冷却水排出较慢，影响反应堆正常启动。

技术实现思路

1、针对现有技术中的缺陷或不足，本发明提供了一种核电站安全壳抽真空系统及方法，既能减少设备和管道的布置空间，又能减小设备和管道的热损失，同时还兼具反应堆冷却剂压力边界泄漏监测和堆启动前壳内排水功能，满足小型模块化堆的要求。

2、为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：

3、第一方面，本发明的实施例提供了一种核电站安全壳抽真空系统，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。

4、进一步地，所述安全壳放置在水池内，所述水池内设置有加热器。

5、进一步地，所述安全壳上设置有辐射监测仪表、压力监测仪表和压力容器液位计。

6、进一步地，所述管道上还设置有安全壳隔离阀，用于控制安全壳与管道之间的连通。

7、进一步地，所述真空喷射器与安全隔离阀之间设置有喷射器控制阀和止回阀，用于确保管道内气体的流动方向。

8、进一步地，所述真空泵的出气口连接冷凝器的进气口，所述冷凝器的出液口与冷凝水收集罐相连，所述冷凝水收集罐上设置有冷凝水收集罐液位计，用于检测冷凝水收集罐内液体的液位。

9、进一步地，所述冷凝水收集罐的底部通过管道连接放射性废液处理系统。

10、进一步地，所述冷凝器的出气口通过管道连接通风系统，所述通风系统与冷凝器之间的管道上还设置有过滤器。

11、第二方面，本发明的实施例提供了一种核电站安全壳抽真空方法，利用如上所述的一种核电站安全壳抽真空系统，包括以下步骤：

12、反应堆启动阶段，首先开启安全壳隔离阀，并启动真空喷射器，对压力容器和安全壳之间抽真空，建立安全壳的初始真空度，此时真空泵保持关闭状态。利用压力监测仪表监测安全壳内真空度，当真空度达到90％后，关闭真空喷射器及喷射器控制阀，启动真空泵继续提升真空度至95％，当满足启堆要求时，停运真空泵；

13、反应堆在装换料及再启动阶段，首先启动真空喷射器持续降低安全壳内压力，并通过加热器加热水池内的池水，以确保安全壳内冷却水温度在42℃以上，利用抽气加快安全壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，直至安全壳内真空环境建立。

14、进一步地，安全壳内真空度建立后，通过压力监测仪表实时监测安全壳压力以确保安全壳内的真空度，当真空度下降到设定值以下时，启动真空泵将壳内气体抽出，重新建立真空度。

15、与现有技术相比，本发明的有益效果在于：

16、1、本发明通过设置真空喷射器和真空泵建立安全壳内的真空环境，利用真空绝热技术减少一体化反应堆的热损失，可取消反应堆相关设备的保温设计，减少布置空间，满足小型集成模块化堆需求

17、2、本发明通过将安全壳放置在水池内，并在水池内设置加热器，通过水池外部加热器加热池水，以确保壳内冷却水温度在设定值以上，利用抽气加快壳内冷却水沸腾，从而加速抽气速率，加快安全壳内冷却水的排出。

技术特征：

1.一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全壳顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。

2.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述安全壳放置在水池内，所述水池内设置有加热器。

3.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述安全壳上设置有辐射监测仪表、压力监测仪表和压力容器液位计。

4.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述管道上还设置有安全壳隔离阀，用于控制安全壳与管道之间的连通。

5.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述真空喷射器与安全隔离阀之间设置有喷射器控制阀和止回阀，用于确保管道内气体的流动方向。

6.如权利要求1所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述真空泵的出气口连接冷凝器的进气口，所述冷凝器的出液口与冷凝水收集罐相连，所述冷凝水收集罐上设置有冷凝水收集罐液位计，用于检测冷凝水收集罐内液体的液位。

7.如权利要求6所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述冷凝水收集罐的底部通过管道连接放射性废液处理系统。

8.如权利要求6所述的一种核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，所述冷凝器的出气口通过管道连接通风系统，所述通风系统与冷凝器之间的管道上还设置有过滤器。

9.一种核电站安全壳抽真空方法，利用如权利要求1-8任一项核电站安全壳抽真空系统，其特征在于，包括以下步骤：

10.如权利要求9所述的一种核电站安全壳抽真空方法，其特征在于，安全壳内真空度建立后，通过压力监测仪表实时监测安全壳压力以确保安全壳内的真空度，当真空度下降到设定值以下时，启动真空泵将壳内气体抽出，重新建立真空度。

技术总结
本发明提供了一种核电站安全壳抽真空系统及方法，属于核反应堆技术领域，包括压力容器，所述压力容器外侧套设有安全壳，所述安全壳与压力容器之间形成空腔，所述安全顶部通过管道分别与真空喷射器和真空泵相连，通过真空喷射器和真空泵对安全壳抽真空，建立安全壳真空环境。本发明既能减少设备和管道的布置空间，又能减小设备和管道的热损失，同时还兼具反应堆冷却剂压力边界泄漏监测和堆启动前壳内排水功能，满足小型模块化堆的要求。

技术研发人员：张立君,王明弹,施伟,武心壮,黄若涛,张玉,邱健,陈微,苑景田,潘新新,高晓辉,吴昊
受保护的技术使用者：上海核工程研究设计院股份有限公司
技术研发日：
技术公布日：2024/1/15