国产日韩欧美一区二区三区三州_亚洲少妇熟女av_久久久久亚洲av国产精品_波多野结衣网站一区二区_亚洲欧美色片在线91_国产亚洲精品精品国产优播av_日本一区二区三区波多野结衣 _久久国产av不卡

?

移動(dòng)泵應(yīng)急補(bǔ)水在田灣二期工程的應(yīng)用

2021-11-23 17:22劉航
商品與質(zhì)量 2021年16期
關(guān)鍵詞:冷卻劑安全殼堆芯

劉航

江蘇核電有限公司 江蘇連云港 222000

日本福島核事故由極端自然災(zāi)害引起,地震造成反應(yīng)堆自動(dòng)停堆,停堆后電站供電系統(tǒng)切換為場(chǎng)外供電,但由于地震的破壞,場(chǎng)外供電系統(tǒng)失效,電站立即啟動(dòng)應(yīng)急柴油機(jī)對(duì)堆芯及乏燃料水池進(jìn)行冷卻,由于強(qiáng)烈地震引發(fā)的海嘯,導(dǎo)致應(yīng)急柴油機(jī)全部被淹沒(méi),應(yīng)急冷卻系統(tǒng)失效,堆芯溫度不斷升高,冷卻劑流失,一回路水位下降,失去強(qiáng)迫循環(huán),最終導(dǎo)致嚴(yán)重核事故的發(fā)生。

1 類似福島核事故案例分析

假設(shè)在極端的自然災(zāi)害下,田灣核電站失去全部廠內(nèi)外電源,此時(shí),以下保護(hù)動(dòng)作:

——反應(yīng)堆停堆;

——汽輪機(jī)跳閘;

——主給水及輔助給水系統(tǒng)隔離;

——旁排閥關(guān)閉;

其事故進(jìn)程如下:在反應(yīng)堆功率大于5%額定功率的情況下,兩臺(tái)以上主泵喪失電源信號(hào)觸發(fā)緊急停堆保護(hù),控制棒下插,堆芯建立自然循環(huán)冷卻工況。事故初始階段,由于汽輪機(jī)跳閘,同時(shí)蒸汽發(fā)生器給水喪失,二回路蒸汽壓力增大,當(dāng)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)壓力上升到7.154MPa時(shí),大氣釋放閥開啟,并維持6.86MPa壓力控制模式運(yùn)行。由于蒸汽發(fā)生器失去給水,且泄壓裝置開啟,蒸汽發(fā)生器水位開始下降。當(dāng)蒸汽發(fā)生器燒干后,一回路喪失熱阱,此時(shí)冷卻劑水位低于反應(yīng)堆出口管嘴,堆芯自然循環(huán)中斷,一回路冷卻劑壓力和溫度迅速增加。當(dāng)一回路壓力達(dá)到18.11MPa時(shí),穩(wěn)壓器安全閥的先導(dǎo)閥動(dòng)作,冷卻劑通過(guò)安全閥排至泄壓箱,當(dāng)泄壓箱壓力達(dá)到0.68MPa時(shí),爆破膜爆破,大量冷卻劑釋放到安全殼中,導(dǎo)致安全殼內(nèi)壓力迅速上升。在整個(gè)事故過(guò)程中,由于6KV應(yīng)急段母線失電,導(dǎo)致高、低壓安注系統(tǒng),應(yīng)急給水系統(tǒng)均無(wú)法投入運(yùn)行,且由于一回路持續(xù)高溫高壓,使非能動(dòng)的中壓安注箱也無(wú)法投入,導(dǎo)致通過(guò)穩(wěn)壓器安全閥排出的冷卻劑無(wú)法得到補(bǔ)充,堆芯內(nèi)冷卻劑水裝量減小,水位降低,堆芯出現(xiàn)沸騰并且開始裸露。在堆芯裸露后傳熱進(jìn)一步惡化,鋯合金與飽和蒸汽發(fā)生劇烈反應(yīng),產(chǎn)生的大量反應(yīng)熱進(jìn)一步加劇了堆芯溫度的上升,同時(shí)伴有大量氫氣產(chǎn)生。隨著堆芯溫度的升高,控制棒、燃料包殼和支撐結(jié)構(gòu)出現(xiàn)熔化,最終導(dǎo)致壓力容器失效,釋放出不可凝氣體和大量放射性物質(zhì)。安全殼可能因不可凝氣體聚積造成安全殼超壓威脅其完整性。安全殼內(nèi)氫氣濃度不斷上升,最終可能發(fā)生燃爆,導(dǎo)致安全殼超壓失效。安全殼失效后,放射性氣體和氣溶膠將釋放到環(huán)境中,造成環(huán)境核污染的嚴(yán)重事故。

2 移動(dòng)泵應(yīng)急補(bǔ)水系統(tǒng)設(shè)計(jì)及功能介紹

若廠區(qū)配置有移動(dòng)式柴油泵,在事故發(fā)生后,立即組織人員搭接臨時(shí)軟管,建立從除鹽水箱向蒸汽發(fā)生器供水通道,在二次側(cè)失去給水后,啟動(dòng)移動(dòng)泵向選定的蒸汽發(fā)生器供水,維持蒸汽發(fā)生器液位,并將相應(yīng)蒸汽發(fā)生器大氣釋放閥前置隔離閥開啟,通過(guò)二回路“充-排”的方式導(dǎo)出堆芯熱量。當(dāng)一回路壓力降低至5.9MPa時(shí),非能動(dòng)中壓安注系統(tǒng)動(dòng)作,向堆芯注入大量硼酸溶液,同時(shí),通過(guò)外部補(bǔ)油,可使移動(dòng)泵保持72小時(shí)連續(xù)供水,確保堆芯冷卻及第三道安全屏障的完整性,防止類似福島核事故的發(fā)生。

移動(dòng)泵應(yīng)急補(bǔ)水系統(tǒng)主要由車載式移動(dòng)泵,儲(chǔ)水箱,應(yīng)急補(bǔ)水軟管,管道接頭,閥門及控制組件組成。在應(yīng)急給水系統(tǒng)補(bǔ)水管線上設(shè)置補(bǔ)水接口,移動(dòng)泵上游水源為除鹽水箱,其有效容積4*700m3,由水箱出口設(shè)置取水接口,采用軟管引至廠房外,由移動(dòng)泵連接補(bǔ)水路徑及取水路徑,從而建立由水箱至二回路的補(bǔ)水回路,實(shí)現(xiàn)事故工況下對(duì)蒸汽發(fā)生器應(yīng)急補(bǔ)水。

在進(jìn)行二回路應(yīng)急補(bǔ)水系統(tǒng)對(duì)堆芯冷卻時(shí),由于采用移動(dòng)補(bǔ)水泵對(duì)蒸汽發(fā)生器應(yīng)急補(bǔ)水,首先需要對(duì)二回路進(jìn)行泄壓操作。在事故工況時(shí),若大氣釋放閥可電動(dòng)操作,則由操縱員電動(dòng)開啟大氣釋放閥降低蒸汽發(fā)生器壓力,確保移動(dòng)泵能順利將水注入蒸汽發(fā)生器內(nèi)。當(dāng)大氣釋放閥無(wú)法執(zhí)行電動(dòng)操作時(shí),現(xiàn)場(chǎng)運(yùn)行人員先關(guān)閉補(bǔ)水通道上的大氣釋放閥,維修人員使用專用工具開啟對(duì)應(yīng)補(bǔ)水通道上大氣釋放閥的前置隔離閥,并由運(yùn)行人員調(diào)節(jié)大氣釋放閥開度,以保證泄壓速率在允許范圍內(nèi),現(xiàn)場(chǎng)人員此時(shí)根據(jù)操縱員指令調(diào)節(jié)移動(dòng)泵出口閥門以調(diào)節(jié)蒸汽發(fā)生器補(bǔ)水流量。

3 車載柴油機(jī)移動(dòng)泵介紹

車載柴油機(jī)移動(dòng)泵為水平臥式、自平衡、多級(jí)離心泵,該泵采用泵腳支撐,其采用吸入口軸向和吐出口向上布置,在泵體下方設(shè)置有排液口。其它主要包括進(jìn)水段,出水段,函體等零部件。泵軸承采用稀油自潤(rùn)滑,軸承冷卻方式為空冷。泵的軸封采用集裝式機(jī)械密封,拆卸方便。泵和柴油機(jī)通過(guò)帶加長(zhǎng)節(jié)的疊片撓性連軸器連接,維修機(jī)械密封時(shí),只需要拆除軸承部件,且不必移動(dòng)泵和柴油機(jī),確保軸封的更換時(shí)間在4小時(shí)以內(nèi)完成。泵組主要由水箱、泵、柴油機(jī)和柴油機(jī)控制系統(tǒng)等組成,泵組還備有溫度、壓力等監(jiān)控儀器,可保證泵安全、穩(wěn)定運(yùn)行。整個(gè)機(jī)組布置于集裝箱內(nèi),并預(yù)留操作及檢修空間。

為保證機(jī)動(dòng)性,移動(dòng)式補(bǔ)水泵安裝在半掛車上,并借助牽引車移動(dòng)。為保證移動(dòng)柴油泵的連續(xù)運(yùn)行能力,移動(dòng)泵采用燃料貯存箱作為油料儲(chǔ)備,油箱容積1000L,在油箱裝滿柴油的工況下,可保證移動(dòng)式補(bǔ)水泵自持運(yùn)行24小時(shí),超過(guò)自持時(shí)間需對(duì)燃料儲(chǔ)箱補(bǔ)充油以滿足堆芯72 小時(shí)的冷卻需要。油箱上設(shè)置有補(bǔ)油接口,可很方便實(shí)現(xiàn)在線補(bǔ)油的功能。柴油機(jī)啟動(dòng)電源為獨(dú)立的蓄電池,并配有充電裝置,可滿足柴油機(jī)6次啟和照明的功能,且使用壽命不低于5年。

4 結(jié)語(yǔ)

福島核事故發(fā)生后,核電業(yè)界對(duì)該事故進(jìn)行了各種分析研究,國(guó)家核安全局也頒布了《福島核事故后核電廠改進(jìn)行動(dòng)通用技術(shù)要求》,田灣二期工程積極落實(shí)各項(xiàng)改進(jìn)要求,始終把提高機(jī)組安全性作為一項(xiàng)重要任務(wù),增設(shè)了移動(dòng)泵向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)補(bǔ)水系統(tǒng),保證了機(jī)組超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下的安全功能。

猜你喜歡
冷卻劑安全殼堆芯
美建成高溫氟化鹽冷卻堆KP-FHR冷卻劑生產(chǎn)廠
三代核電廠過(guò)濾排放系統(tǒng)功能定位分析
新型堆芯捕集器豎直冷卻管內(nèi)間歇沸騰現(xiàn)象研究
基于分離式熱管構(gòu)成的非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)傳熱性能影響因素研究
模塊式小型堆嚴(yán)重事故下堆芯應(yīng)急注水策略研究
核電廠大修期間一回路冷卻劑中放射性指標(biāo)監(jiān)測(cè)與控制
壓水堆核電廠一回路水化學(xué)控制
曬后修復(fù)產(chǎn)品中的冷卻劑