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              核電站正常余熱排出泵間的通風系統設計特點

                 日期:2016-05-18     來源:論文網    瀏覽:71    評論:0    

                目前,我國在役以及在建的核電站主要是以AP1000或EPR機型為代表的三代壓水堆核電站以及以M310機型為代表的二代改進型壓水堆核電站。在新一代核電技術發展中,隨著人們對核安全文化和人因環境的重視,通風系統的設計越來越被人們所關注,核島通風空調系統對保證核安全、限制放射性物質釋放和環境保護都起著非常重要的作用,是反應堆重要的輔助屏障系統,也是核電站的縱深防御措施之一。

                AP1000正常余熱排出系統(RNS)是保證核電站安全運行的重要保證,正常余熱排出系統包括兩列余熱排出設備,每列包括布置在核輔助廠房的一臺RNS泵及一臺熱交換器。兩列設備共用一根來自反應堆冷卻劑系統的吸入母管和一根排放母管,排放母管在安全殼內分成兩根管線各自通過非能動堆芯冷卻系統的直接注入管線返回反應堆冷卻劑系統;系統設置兩臺單極、立式、同軸、底部吸入的離心泵,為保證泵的安全穩定運行,就要求有合適的工作環境與之相適應。核電站放射性控制區通風系統(VAS)服務于輔助廠房的所有放射性控制區,設計目標是保證室內溫度、限制排風的放射性、保持廠房的負壓以及為廠房提供過濾的空氣。VAS系統根據RNS泵功能進行設計,達到水泵運行的溫度要求及運行維護所需要環境條件。

                1.RNS泵間的通風系統設計與布置特點

                1.1RNS泵間通風系統設計特點

                三代壓水堆型AP1000中,余熱排出系統包括非能動余熱排出系統與正常余熱排出系統兩部分,正常余熱排出系統是核電站正常工作運行時實現系統四大功能。RNS泵主要布置在安全殼外,在停堆時,余熱排出泵啟動運行,VAS系統保證余熱排出泵房間的設計溫度,以保證設備正常運行,是非安全相關系統縱深防御的一部分。基于以上的功能要求,VAS系統為RNS泵房設置就地空氣冷卻機組。空氣冷卻機組實現室內循環,不需要室外新風,保證泵房的設計溫度在10~54.4℃范圍。同時RNS系統泵房的冷卻器設計為100%容余,滿足單一故障準則,保證泵房的環境溫度,滿足設備運行和人員檢修要求,提供縱深防御的功能。

                在RNS泵啟動時或者探測到室內溫度高于設定值時,就地冷卻機組啟動,保證室內的環境溫度。通過溫度信號執行控制和報警功能,當房間溫度超過32.2℃時,啟動循環冷卻機組的風機,直到房間溫度低于18.3℃。當房間溫度超過57.2℃時向主控室發出報警信號。

                VAS系統在有縱深防御功能設備的房間內設置了冷卻機組,以便在閥門故障或廠房隔離情況下失去正常通風系統后仍然能夠提供可靠的冷源保證設備的運行。在RNS泵房布置了冷卻機組,根據泵的運行狀態或者室內高溫信號控制冷卻機組的運行狀態。雖然AP1000的縱深防御系統在安全停堆狀態下不使用,但這種適用于縱深防御房間的設計思想與INPO設計思想類似,防止由于故障導致失去正常通風系統,并影響設備的可靠運行。

                1.2空氣冷卻機組設備及布置特點

                VAS就地冷卻機組主要包括送風機、冷卻盤管和過濾器三部分。

                泵間的布置同樣要考慮人員與運行的安全性。RNS泵房內的冷卻機組要布置在遠離放射源的區域,以保證人員能夠進入維護,減少對運行人員的危害,冷卻機組應對應著相應的設備,機組的安裝應留有維護空間。根據AP600可維護性設計和人員操作分析的要求,為RNS泵房冷卻機組預留維修空間,使暴露在放射性環境中的工人最少。

                2.RNS泵房就地冷卻機組的計算方法

                由RNS泵房通風系統的獨立性,選擇空調機組主要是選擇機組內的冷卻器與風機。根據上述空調機組RNS泵房通風系統布置與系統功能的要求,其計算方法略有不同。冷卻器的作用是帶走主設備運行時產生的顯熱與潛熱,冷卻機組的外形尺寸受房間載荷與布置要求限制,冷卻盤管的尺寸要在滿足設計條件的基礎上盡可能的小。先選擇冷卻器的尺寸,然后根據初選估算其是否滿足設計要求。迎風面積根據估算的盤管大小與重量估算。空氣流量由迎風面積與最大迎面風速確定。根據空氣流量和設計冷負荷確定通過盤管前后的空氣溫差。電機釋放熱量進入空氣,出口溫度應為回風溫度加上帶走電機熱量所造成的溫升。通過空調機組的總的壓力損失為通過冷卻箱,送風格柵,回風格柵,過濾器,冷卻盤管,風機進出口的壓力損失之和。機組靜壓是指冷卻機組克服自身阻力損失后剩下的壓力。

                由上面的描述可以看出,風機的風量主要與根據通過冷卻器的迎面風速及冷卻盤管的外形尺寸有關。同時,風機壓頭也與冷卻器的壓力損失有直接關系。在確定房間負荷和荷載的情況下,冷卻器的尺寸基本可以確定,其兩側流體的溫度參數根據系統工藝要求實際上已經確定,選擇冷卻器的計算實際是對已知通過冷卻盤管的空氣量,初狀態參數及冷卻器型號臺數,排數,冷凍水量,驗證空氣初參數的校核計算。

                3.與二代改進型核電機組的差異分析

                三代壓水堆型AP1000中,RNS泵間設置在安全殼外,通風系統設置就地冷卻機組,執行非安全相關的縱深防御功能,維持設備運行和人員檢修要求。RNS泵間形成獨立的空氣循環。在二代改進堆型中,RNS泵間設置在安全殼內,考慮其重要的安全功能,通風系統設置安全殼換氣通風系統與安全殼連續通風系統聯合運行,保證其安全殼內的溫度要求及停堆期間設備的正常運行。RNS泵間通風是安全殼通風系統大循環的一部分,同樣要考慮工藝運行的可靠性與安全性。

                冷卻機組的計算方法是根據房間載荷與工藝要求確定冷卻器型號的校核計算,與常規的由空氣初、終狀態通過失算確定的冷卻機組型號的計算方法相比較,能更加直觀表達出設備的性能要求,減少繁瑣的計算過程。

                4.結論

                目前在役及在建核電站通風系統的設計,需要在滿足工藝設計要求的同時,充分考慮安全性要求。根據AP1000核電站正常余熱排出系統工藝設計與布置要求,通風系統在滿足設備運行環境要求的同時,執行相應的縱深防御功能,系統自成小循環,并且在選擇與計算中采用直接有效的方法,使其在滿足功能要求的同時達到結構緊湊的效果。

               
              標簽: 余熱利用
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