CN203397707U - 一种核电站安全防护*** - Google Patents
一种核电站安全防护*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN203397707U CN203397707U CN201320509707.6U CN201320509707U CN203397707U CN 203397707 U CN203397707 U CN 203397707U CN 201320509707 U CN201320509707 U CN 201320509707U CN 203397707 U CN203397707 U CN 203397707U
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- valve
- pipeline
- fluid
- group
- pipe
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Safety Valves (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本实用新型公开了一种核电站安全防护***,包括稳压器、用于防止一回路压力超过限定值的安全阀组、卸压箱、管道组、第一管道、第二管道、用于调节上游流体的第一阀门、第三管道、用于调节下游流体的第二阀门、第四管道、用于防止流体泄漏的***盘、用于隔离旁路流体的第三阀门和温度传感器。实施本实用新型的有益效果是,可以防止高压熔堆,维持安全壳在极端事故下的完整性,同时本***对现有***和设备的影响小,具有良好的可行性。
Description
技术领域
本实用新型涉及核电站的设计与建造领域,更具体地说,涉及一种核电站安全防护***。
背景技术
压水堆核电厂的高压堆熔事故覆盖了大部分严重事故,且具有很大的潜在威胁。发生堆熔事故时,如果反应堆冷却剂***仍然承压,堆芯熔融物会在高压作用下喷射到安全壳中,可能从以下三方面危及最后一道安全屏障的完整性:
1)熔融物喷射形成的脉冲波,对安全壳的完整性构成了直接威胁;
2)熔融物直接加热安全壳大气使安全壳压力升高,导致安全壳超压,或者导致氢气快燃、***风险;
3)熔融物损坏安全壳内的相关***、设备和监测***。
已有研究表明,如果能在压力容器彻底熔穿前,采取可靠有效的措施,把一回路的绝对压力降到2MPa以下,使高压熔堆转变为低压熔堆序列,熔融物在重力作用下,缓慢掉入堆坑,可以避免熔融物喷射的危害,从而保护安全壳的完整性,防止放射性物质泄漏到安全壳外。
目前已知技术的核电站普遍采用稳压器安全阀作为严重事故卸压的手段。当堆芯出口温度达到650℃时,规定操作员可以强制开启稳压器安全阀对反应堆冷却剂***进行卸压。打开安全阀的操作是通过控制阀门自带的小型电磁阀来实现的,安全阀打开后,电磁阀必须一直保持通电状态,以维持安全阀始终处于开启状态,直到压力容器下封头熔穿。由此可见,传统卸压方案存在以下弊端:
1)安全阀的设计条件是基于设计基准事故,阀门设计温度,特别是控制部件的耐受温度低于严重事故要求,目前还没找到很好的解决办法;
2)安全阀在设计时考虑的是***超压保护功能,在低压情况下可能自动关闭,影响卸压功能的实现;
3)安全阀需要持续供电,才能保证阀门连续开启,这对电源***的要求很高。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题在于,针对现有技术的上述处理高压熔堆事故的缺陷,提供一种核电站安全防护***。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是:提供一种核电站安全防护***,包括稳压器、用于防止核电站一回路压力超过限定值的安全阀组、卸压箱、管道组和第一管道,所述稳压器通过所述管道组与所述安全阀组连接,所述安全阀组通过所述第一管道与所述卸压箱连接;
其中,还包括第二管道、用于调节上游流体的第一阀门、第三管道、用于调节下游流体的第二阀门、第四管道、用于防止流体泄漏的***盘、用于隔离旁路流体的第三阀门和用于测量所述第二管道温度的温度传感器,所述第二管道两端分别连接所述稳压器和所述第一阀门,所述第三管道为三通管道,分别连接所述第一阀门、所述第二阀门和所述第三阀门,所述第四管道两端分别连接所述第二阀门和所述***盘,所述第三阀门还连接至管道组,所述温度传感器设置于所述第二管道上。
在本发明所述的***中,所述第一阀门为电动闸阀。
在本发明所述的***中,所述第二阀门为角式电动截止阀。
在本发明所述的***中,所述第三阀门为截止阀。
在本发明所述的***中,该***还包括用于防止流体内气体泄漏的水封,设置于所述第二管道上,其底部紧靠所述温度传感器。
在本发明所述的***中,该***还包括第五管道和用于连接外部的***功能试验接口,所述第五管道两端分别连接所述第三阀门和所述***功能试验接口,所述***功能试验接口还连接至第一管道。
在本发明所述的***中,所述***盘的开口向下倾斜设置,且所述***盘的开口朝向与水平方向成一夹角,所述夹角范围为10°到170°。
在本发明所述的***中,所述夹角为45°或135°。
实施本实用新型的一种核电站安全防护***,具有以下有益效果:可以防止高压熔堆,维持安全壳在极端事故下的完整性,进一步提高了核电站的安全裕量。而且,实施本***对现有***和设备的影响小,无论是应用于在建电站工程改造,还是新建核电站,都具有良好的可行性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明,附图中:
图1是本实用新型的一个较佳实施例的核电站安全防护***图;
图2是本实用新型的另一个较佳实施例的核电站安全防护***图;
具体实施方式
为了对本实用新型的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解,现对照附图详细说明本实用新型的具体实施方式。
如图1所示,本实用新型的一个实施例提供的核电站安全防护***,包括稳压器1、用于防止一回路压力超过限定值的安全阀组2、卸压箱3、管道组4和第一管道5,所述管道组4由三根管道组成,而且安全阀组2内又包含了三组子阀门组,每一组必须有对应的管道连接到稳压器,故所述稳压器1通过所述管道组4与所述安全阀组2连接,三组子阀门组输出端合成一根管道连接到所述卸压箱3,故所述安全阀组2通过所述第一管道5与所述卸压箱3连接;在超压并达到安全阀组2工作条件的情况下,该***通过稳压器1、安全阀组2、卸压箱3即可进行卸压工作。对于这种传统稳压器卸压箱,当堆芯出口温度达到650℃时,规定操作员可以强制开启稳压器安全阀对反应堆冷却剂***进行卸压。打开安全阀的操作是通过控制阀门白带的小型电磁阀来实现的,安全阀打开后,电磁阀必须一直保持通电状态,以维持安全阀始终处于开启状态,直到压力容器下封头熔穿。
由此可见,安全阀的设计条件是基于设计基准事故,阀门设计温度的,同时安全阀在设计时考虑的是***超压保护功能,在低压情况下可能自动关闭,影响卸压功能的实现,于是,本实用新型提出了以下方案(图1中虚线部分)。
本***还包括第二管道6、用于调节上游流体的第一阀门7、第三管道8、用于调节下游流体的第二阀门9、第四管道10、用于防止流体泄漏的***盘11、用于隔离旁路流体的第三阀门12和温度传感器15,所述第二管道6两端分别连接所述稳压器1和所述第一阀门7,所述第三管道8为三通管道,分别连接所述第一阀门7、所述第二阀门9和所述第三阀门12,所述第四管道10两端分别连接所述第二阀门9和所述***盘11,所述第三阀门12还连接至第一管道5,用于测量所述第二管道6温度的所述温度传感器15设置于所述第二管道6上。增加了上述方案后,优选地,第一阀门7为电动闸阀,第二阀门9为角式电动截止阀,电动闸阀与角式电动截止阀组合在一起可以解决密封性、热粘合、死管段等不利现象;第三阀门采用截止阀;增加的***盘可实现对空排放;对于控制部件的耐受温度低于严重事故要求时,可以很好的维持安全壳在极端事故下的完整性。
当堆芯出口温度达到650℃时,操纵员手动开启电动闸阀,主回路卸压,即在低压的工作状态也能防止熔堆事故的发生。此后,不在需要人工干预,阀门自动保持开启。为了降低阀门开启瞬间的排放反力,阀门需要缓慢开启(电动阀闸能满足此要求),首先开启上游的第一阀门7,再开启下游的第二阀门9;把第一阀门7可能的泄漏排向卸压箱3,在进行严重事故卸压前手动隔离第三阀门12。
本实施例的优点有:
1)保证卸压装置的可靠性,通过阀门选型,确定最佳卸压方案;
2)保证卸压过程的可持续性,评价卸压通道在整个事故进程中的有效性,及卸压装置对外部资源的依赖;
3)保证卸压后果的可接受性,一方面要证明一回路卸压效果满足要求,另一方面要确保所排放的高温流体不会造成危害。
如图2所示,本实用新型的另一个实施例提供的核电站安全防护***,该***主要基于上一个实施例,提出在稳压器1顶部设置专门的严重事故卸压***。本***在上一个实施例的基础上增加了水封16、第五管道13和***功能试验接口14;水封16设置于所述第二管道6上,其底部紧靠所述温度传感器;所述第五管道13分别连接所述第三阀门12和所述***功能试验接口14,所述***功能试验接口14还连接至管道组4。
本***主要由两个串联的电动隔离阀和相关管道组成,最终在安全壳内实现***盘11的对空排放,排放方向为斜向下方,即***盘11的开口方向斜向下方,且与水平方向成一夹角,所述夹角可以在10°到170°的范围内选取,且优选为45°或135°。
从稳压器1出来的第一阀门7为电动闸阀,第二阀门9是角式电动截止阀,两种各具特点的阀门组合在一起可以解决密封性、热粘合、死管段等不利现象。正常运行期间对阀门的供电开关采取隔离措施,可以消除误开启风险。
两阀之间有一条小管与卸压箱3连通,把第一个隔离阀可能的泄漏排向卸压箱,并提供***功能试验接口14,在进行严重事故卸压前手动隔离第三阀门12。
在第一阀门7前设置水封16,水封底部设置温度传感器15,当阀门泄漏时,发出高温报警提醒操纵员。
第二阀门9后设置***盘11,实现正常工况下向安全壳内的零泄漏。
当堆芯出口温度达到650℃时,操纵员手动开启第一阀门7(电动闸阀),主回路卸压。此后,不在需要人工干预,阀门自动保持开启。
为了降低阀门开启瞬间的排放反力,阀门需要缓慢开启(电动阀能满足此要求),因此在操作时首先开启上游的第一阀门7,再开启下游的第二阀门9。
该***具有高度的可靠性,能在极端高温工况下使用,阀门开启后不依赖外部资源而维持开启,考虑了安全阀组2排放动态效应对排放管道的影响,对已有的主回路***的影响小。基于二代压水堆核电站的设计特点,着重从***配置和工艺布置等方面充分考虑了工程可实施性,并适当简化了阀门功能要求,降低了设备鉴定难度。
上面结合附图对本实用新型的实施例进行了描述,但是本实用新型并不局限于上述的具体实施方式,上述的具体实施方式仅仅是示意性的,而不是限制性的,本领域的普通技术人员在本实用新型的启示下,在不脱离本实用新型宗旨和权利要求所保护的范围情况下,还可做出很多形式,这些均属于本实用新型的保护之内。
Claims (8)
1.一种核电站安全防护***,包括稳压器(1)、用于防止核电站一回路压力超过限定值的安全阀组(2)、卸压箱(3)、管道组(4)和第一管道(5),所述稳压器(1)通过所述管道组(4)与所述安全阀组(2)连接,所述安全阀组(2)通过所述第一管道(5)与所述卸压箱(3)连接;其特征在于,
还包括第二管道(6)、用于调节上游流体的第一阀门(7)、第三管道(8)、用于调节下游流体的第二阀门(9)、第四管道(10)、用于防止流体泄漏的***盘(11)、用于隔离旁路流体的第三阀门(12)和用于测量所述第二管道(6)温度的温度传感器(15),所述第二管道(6)两端分别连接所述稳压器(1)和所述第一阀门(7),所述第三管道(8)为三通管道,分别连接所述第一阀门(7)、所述第二阀门(9)和所述第三阀门(12),所述第四管道(10)两端分别连接所述第二阀门(9)和所述***盘(11),所述第三阀门(12)还连接至第一管道(5),所述温度传感器(15)设置于所述第二管道(6)上。
2.根据权利要求1所述的***,其特征在于,所述第一阀门(7)为电动闸阀。
3.根据权利要求1所述的***,其特征在于,所述第二阀门(9)为角式电动截止阀。
4.根据权利要求1所述的***,其特征在于,所述第三阀门(12)为截止阀。
5.根据权利要求1所述的***,其特征在于,该***还包括用于防止流体内气体泄漏的水封(16),设置于所述第二管道(6)上,其底部紧靠所述温度传感器(15)。
6.根据权利要求1所述的***,其特征在于,该***还包括第五管道(13)和用于连接外部的***功能试验接口(14),所述第五管道(13)两端分别连接所述第三阀门(12)和所述***功能试验接口(14),所述***功能试验接口(14)还连接至第一管道(5)。
7.根据权利要求1所述的***,其特征在于,所述***盘(11)的开口向下倾斜设置,且所述***盘(11)的开口朝向与水平方向成一夹角,所述夹角范围为10°到170°。
8.根据权利要求7所述的***,其特征在于,所述夹角为45°或135°。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201320509707.6U CN203397707U (zh) | 2013-08-20 | 2013-08-20 | 一种核电站安全防护*** |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201320509707.6U CN203397707U (zh) | 2013-08-20 | 2013-08-20 | 一种核电站安全防护*** |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN203397707U true CN203397707U (zh) | 2014-01-15 |
Family
ID=49909223
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201320509707.6U Expired - Fee Related CN203397707U (zh) | 2013-08-20 | 2013-08-20 | 一种核电站安全防护*** |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN203397707U (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109801721A (zh) * | 2019-01-09 | 2019-05-24 | 中国原子能科学研究院 | 一种具备报警功能的***片保护装置 |
CN111785398A (zh) * | 2020-07-01 | 2020-10-16 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种适用于安全壳的非能动余热排出*** |
CN113892152A (zh) * | 2019-05-23 | 2022-01-04 | 法玛通股份有限公司 | 从核反应堆和放射性核素生成***中移除辐照靶的***和方法 |
-
2013
- 2013-08-20 CN CN201320509707.6U patent/CN203397707U/zh not_active Expired - Fee Related
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109801721A (zh) * | 2019-01-09 | 2019-05-24 | 中国原子能科学研究院 | 一种具备报警功能的***片保护装置 |
CN109801721B (zh) * | 2019-01-09 | 2024-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种具备报警功能的***片保护装置 |
CN113892152A (zh) * | 2019-05-23 | 2022-01-04 | 法玛通股份有限公司 | 从核反应堆和放射性核素生成***中移除辐照靶的***和方法 |
CN113892152B (zh) * | 2019-05-23 | 2024-05-03 | 法玛通股份有限公司 | 从核反应堆和放射性核素生成***中移除辐照靶的***和方法 |
CN111785398A (zh) * | 2020-07-01 | 2020-10-16 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种适用于安全壳的非能动余热排出*** |
CN111785398B (zh) * | 2020-07-01 | 2023-03-14 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种适用于安全壳的非能动余热排出*** |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11742100B2 (en) | Depressurisation valve | |
US11646123B2 (en) | Three-way valve operational to both transfer steam to a decontamination water tank under one accident situation and discharge the steam to atmosphere under a different accident situation | |
CN104538068A (zh) | 一种传热管破裂事故工况下防止蒸汽发生器满溢的方法 | |
CN201741419U (zh) | 一种核电厂主给水流量控制*** | |
CN102723114A (zh) | 一种安全壳过滤排放*** | |
EP3667678A1 (en) | Depressurisation valve | |
CN203397707U (zh) | 一种核电站安全防护*** | |
CN105157923A (zh) | 安全壳封闭回路上进出口隔离阀组密封性试验方法 | |
JPS58173499A (ja) | 放射能除去装置 | |
CN103390435B (zh) | 核电站反应堆冷却剂***压力容器的排气装置和方法 | |
CN110828004A (zh) | 一种高温气冷堆试验用超压保护装置及其使用方法 | |
KR102552914B1 (ko) | 가압수형 핵 원자로의 정지를 관리하기 위한 방법 | |
CN203607107U (zh) | 用于保证核电站安全的安全*** | |
KR102295087B1 (ko) | 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출 저감을 위한 시스템 | |
CN203783648U (zh) | 一种紧急状态下安全排氢的装置 | |
CN112309598A (zh) | 一种核电站的超压保护***和核电站 | |
CN104112481A (zh) | 减少事故源项释放装置 | |
CN108597630A (zh) | 一种核电厂全压非能动重力注入*** | |
CN110970139B (zh) | 稳压器防满溢***、压水堆核电厂及稳压器防满溢方法 | |
Wenhui et al. | PSA Application in the Diverse Actuation System Design | |
Wang et al. | The Safety Analysis of the Design of the Reactor Coolant Pump Heat Shield in Qinshan Nuclear Power Plant | |
Cheng | The Research and Simulation of Beyond Design Basis Accidents in PWR Nuclear Power Plant | |
Yan et al. | Passive safety systems of advanced nuclear power plant: AP1000 | |
Koh | Preliminary Evaluation of Interfacing System Loss of Coolant Accident for OPR1000 | |
Song et al. | Containment Overpressure Protection Capability Weakness under Severe Accidents at Wolsong |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |
Granted publication date: 20140115 |