一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法技术

本发明专利技术属于核电站安全壳技术领域，具体涉及一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，目的在于提出一种提高重水堆安全壳承压能力的方法，提高整个安全壳耐压等级，在事故工况下更好确保安全壳密封性。其特征在于：它包括如下步骤：在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下进行充气；在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下进行充气；在发生严重事故工况下对设备闸门和应急闸门进行充气。通过采用本发明专利技术的技术方案，在核电厂安全壳压力达到500kPa(g)的严重事故情况下，设备、人员闸门和应急闸门仍然可以保证密封性能，提高了重水堆在事故工况下安全壳承压能力。

Method for improving pressure bearing capacity of heavy water reactor safety shell under accident condition

The invention belongs to the technical field of nuclear power plant containment, in particular relates to a method to improve the bearing capacity of heavy water reactor containment under accident conditions, the purpose is to propose a method to improve the reactor containment pressure bearing capacity, improve the security shell pressure levels, under accident conditions to ensure the safety of better sealing shell. It is characterized in that: it comprises the following steps: filling in the main steam line break and spray system available under the condition; in the main steam line break accident conditions and not available for pneumatic spray system; in the event of a serious accident condition of equipment gate and emergency gate charge. The technical proposal of the invention, reached 500kPa in the nuclear power plant containment pressure (g) in the case of severe accident, equipment, personnel gate and emergency gate can still ensure the sealing performance, heavy water reactor safety shell bearing capacity under accident conditions improve.

【技术实现步骤摘要】
一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法
本专利技术属于核电站安全壳
，具体涉及一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法。
技术介绍
安全壳是核电厂在事故条件下,为阻止裂变产物向环境释放而设置的多重屏障中的最后一道屏障。秦山三期重水堆机组安全壳设计，由安全壳底板、周墙、环梁、上穹顶，各类贯穿件，空气闸门(设备、人员闸门和应急闸门)组成。根据安全壳极限耐压能力分析报告98-21020-DRP-705，对于CANDU6型机组的安全壳，当安全壳压力达到250kPa(g)时，空气闸门的充气密封条开始泄漏。当安全壳内压力达到365kPa(g)时，安全壳接近穹顶处将出现贯穿性的裂缝；当压力值为425kPa(g)，安全壳筒壁和上穹顶出现广泛开裂。因此，空气闸门密封条是CANDU6安全壳系统里最先发生泄漏的部件，通过采用一种新方法，提高事故工况下空气闸门承压能力，进而提高整个安全壳承受的最高压力。
技术实现思路
本专利技术目的在于提出一种提高重水堆安全壳承压能力的方法。通过在空气闸门(设备、人员和应急闸门)内外密封条间隙和筒体内部，充入一定压力的压缩空气，提高整个安全壳耐压等级，在事故工况下更好确保安全壳密封性。本专利技术是这样实现的：一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，具体包括如下步骤：步骤一：在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下进行充气；步骤二：在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下进行充气；步骤三：在发生严重事故工况下对设备闸门和应急闸门进行充气。如上所述的步骤一，在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下，在反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙15、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙13以及应急闸门密封条间隙充入压缩空气，充入空气的压力大小随着安全壳压力增加而增加，最大不超过50kPa(g)。如上所述的步骤二，在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下，反应堆厂房侧设备闸门密封条、反应堆厂房侧人员闸门密封条以及应急闸门充气密封条内部充气压力首先增加到510kPa(g)；当安全壳内部压力最大增加到400kPa(g)时，反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙以及应急闸门密封条间隙充入空气的压力增加到250kPa(g)；设备闸门筒体、应急闸门筒体、设备闸门筒体周边密封条间隙、应急闸门筒体周边密封条间隙、辅助厂房侧设备闸门密封条间隙、辅助厂房侧人员闸门密封条间隙以及应急闸门密封条间隙充入空气压力增加到100kPa(g)。如上所述的步骤三，具体包括如下步骤：步骤3.1：在发生严重事故工况下当安全壳气空间最大压力500kPa(g)时，反应堆厂房侧设备闸门密封条、反应堆厂房侧人员闸门密封条内部充气压力增加到600kPa(g)；反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙充入空气的压力增加到350kPa(g)，设备闸门筒体充气压力增加到200kPa(g)，设备闸门筒体周边密封条间隙、辅助厂房侧设备闸门密封条间隙、辅助厂房侧人员闸门密封条间隙以及辅助厂房侧应急闸门密封条间隙充入空气压力增加到100kPa(g)；步骤3.2：在发生严重事故工况下，当安全壳底部最大压力650kPa(g)时，反应堆厂房侧应急闸门充气密封条内部充气压力增加到700kPa(g)；对反应堆厂房侧应急闸门密封条间隙进行充气，充气压力增加到490kPa(g)，应急闸门筒体充气压力增加到330kPa(g)，辅助厂房侧应急闸门密封条间隙充气压力增加到165kPa(g)。本专利技术的有益效果是：通过采用本专利技术的技术方案，在核电厂安全壳压力达到500kPa(g)的严重事故情况下，设备、人员闸门和应急闸门仍然可以保证密封性能。此时安全壳压力已经高于接近穹顶处出现贯穿性的裂缝压力365kPa(g)，设备、人员闸门和应急闸门已经不再是安全壳最薄弱环节。通过该专利应用，提高了重水堆在事故工况下安全壳承压能力。附图说明图1是现有的核电厂重水堆设备闸门结构示意图；图2是本专利技术的一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法的设备和人员闸门充气压力变化曲线；图3是本专利技术的一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法的应急闸门充气压力变化曲线。在图1中：1.设备闸门筒体，2.辅助厂房侧设备闸门密封条间隙，3.辅助厂房侧设备闸门密封条，4.辅助厂房侧设备闸门，5.辅助厂房侧人员闸门密封条间隙，6.辅助厂房侧人员闸门，7.辅助厂房侧人员闸门密封条，8.设备闸门筒体拉杆，9.设备闸门筒体周边密封条，10.反应堆厂房侧设备闸门密封条，11.反应堆厂房侧人员闸门密封条，12.反应堆厂房侧人员闸门，13.反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙，14.反应堆厂房侧设备闸门，15.反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙，16.反应堆安全壳，17.设备闸门筒体周边密封条间隙，18.设备闸门筒体内部。在图2和图3中：工况1是正常运行状态，工况2是失去冷却剂状态，工况3是主蒸汽管线破裂且喷淋可用状态，工况4是主蒸汽管线破裂且喷淋不可用状态，工况5是其他严重事故状态。具体实施方式下面结合附图和实施例对本专利技术进行进一步描述。如图1所示，现有的重水堆设备闸门结构如图1所示，包括设备闸门筒体1、辅助厂房侧设备闸门密封条间隙2、辅助厂房侧设备闸门密封条3、辅助厂房侧设备闸门4、辅助厂房侧人员闸门密封条间隙5、辅助厂房侧人员闸门6，辅助厂房侧人员闸门密封条7、设备闸门筒体拉杆8、设备闸门筒体周边密封条9、反应堆厂房侧设备闸门密封条10、反应堆厂房侧人员闸门密封条11、反应堆厂房侧人员闸门12、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙13、反应堆厂房侧设备闸门14、反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙15、反应堆安全壳16、设备闸门筒体周边密封条间隙17和设备闸门筒体内部18。设备闸门筒体1和反应堆安全壳16之间通过两根设备闸门筒体周边密封条9连接，周边密封条之间有间隙17。辅助厂房侧设备闸门4，通过两根辅助厂房侧设备闸门密封条3和门框连接，中间有辅助厂房侧设备闸门密封条间隙2。辅助厂房侧人员闸门6，通过两根辅助厂房侧人员闸门密封条7和门框连接，中间有辅助厂房侧人员闸门密封条间隙5。反应堆厂房侧设备闸门14，通过两根反应堆厂房侧设备闸门密封条10和门框连接，中间有反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙15。反应堆厂房侧人员闸门12，通过两根反应堆厂房侧人员闸门密封条11和门框连接，中间有反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙13。设备闸门筒体1，依靠设备闸门筒体拉杆8固定两端设备闸门，具有设备闸门筒体内部18。重水堆应急闸门与设备闸门类似，筒体与反应堆厂房墙体通过螺栓刚性连接，两端各安装一个人员门，与门框之间同样有两条充气密封条保证密封性能。图2是设备闸门和人员闸门在机组正常运行和各种事故工况下，充气压力变化曲线。从曲线中可以看出，在各种事故工况下，反应堆厂房侧内外两根密封条压差最大150kPa，辅助厂房侧两根密封条压差最大100kPa。具体在不同工况下，设备和人员闸门充气压力见表1。图3是应急闸门在机组各种工况下，充气压力变化曲线。从曲线中可以看出，在各种事故工况下，反应堆厂房侧内外两根密封条压差最大约160kPa，辅助厂房侧两根密封条压差最大约165kPa。具体在不同工况下，应急闸门充气压力本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，具体包括如下步骤：步骤一：在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下进行充气；步骤二：在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下进行充气；步骤三：在发生严重事故工况下对设备闸门和应急闸门进行充气。

【技术特征摘要】
1.一种在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，具体包括如下步骤：步骤一：在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下进行充气；步骤二：在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下进行充气；步骤三：在发生严重事故工况下对设备闸门和应急闸门进行充气。2.根据权利要求1所述的在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，其特征在于：所述的步骤一，在主蒸汽管线破裂且喷淋系统可用工况下，在反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙15、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙13以及应急闸门密封条间隙充入压缩空气，充入空气的压力大小随着安全壳压力增加而增加，最大不超过50kPa(g)。3.根据权利要求1所述的在事故工况下提高重水堆安全壳承压能力的方法，其特征在于：所述的步骤二，在发生主蒸汽管线破裂并且喷淋系统不可用的事故工况下，反应堆厂房侧设备闸门密封条(10)、反应堆厂房侧人员闸门密封条(11)以及应急闸门充气密封条内部充气压力首先增加到510kPa(g)；当安全壳内部压力最大增加到400kPa(g)时，反应堆厂房侧设备闸门密封条间隙(15)、反应堆厂房侧人员闸门密封条间隙(13)以及应急闸门密封条间隙充入空气的压力增加到250kPa(g)；设备闸门筒体(1)、应急闸门筒体、设备闸门筒体周边密封条间隙(17)、应急闸门筒体周...

【专利技术属性】
技术研发人员：郁光廷，曾春，郑立军，
申请(专利权)人：中核核电运行管理有限公司，秦山第三核电有限公司，
类型：发明
国别省市：浙江,33