CN102820065A - 一种防止核电站旁通型loca的方法 - Google Patents
一种防止核电站旁通型loca的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN102820065A CN102820065A CN2012102926710A CN201210292671A CN102820065A CN 102820065 A CN102820065 A CN 102820065A CN 2012102926710 A CN2012102926710 A CN 2012102926710A CN 201210292671 A CN201210292671 A CN 201210292671A CN 102820065 A CN102820065 A CN 102820065A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- nuclear power
- loca
- pipeline
- power plant
- power station
- 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.)
- Granted
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
Abstract
本发明涉及核电站设计技术,具体涉及一种防止核电站旁通型LOCA的方法。该方法在一回路管道上,和/或在与一回路流体相连通的其他非一回路系统管道上,和/或在一回路流体可能漏入的系统管道上,设置冗余隔离装置,当非一回路管路破裂时,通过冗余隔离装置确保其隔离,防止一回路流体通过非一回路管道泄漏。本发明对核电站系统原有的设计改动很小,但是却有非常明显的实际效果,又便于实施,提高了核电站的安全性。
Description
技术领域
本发明涉及核电站设计技术,具体涉及一种防止核电站旁通型LOCA的方法。
背景技术
冷却剂丧失事故是指反应堆主回路压力边界产生破口或发生破裂,一部分或大部分冷却剂泄漏的事故,简称LOCA(Loss of Coolant Accident),也称失水事故。
根据破口的大小,失水事故通常可以分为大破口,中小破口。小破口失水事故中,一回路降压速率慢,事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸露而引起燃料元件升温并损坏。因此,也要防止与缓解小破口失水事故。
核电站的旁通型LOCA:一回路冷却剂进入主回路外的其他系统,如果此系统的管路泄漏,一回路冷却剂就会随着此系统的管路泄漏出来,造成一回路冷却剂减少。旁通型LOCA的一种可能:岭澳二期核电站可能存在的100-D型主泵热屏破裂(虽然概率很小)。国内岭澳二期核电站采用100-D型主泵,其热屏为一组冷却盘管,盘管内为设备冷却水,盘管外与泵腔内的一回路流体相通。如果冷却盘管或其连接部件破裂,一回路流体就会漏入设备冷却水系统中,如果与此相关的设备冷却水管道发生破裂,则一回路流体就会通过设备冷却水管道泄漏,造成核电站旁通型LOCA。
发明内容
本发明的目的在于针对核电站旁通型LOCA发生的可能性,提供一种方法,防止此类LOCA事故的产生。
本发明的技术方案如下:一种防止核电站旁通型LOCA的方法,在一回路管道上,和/或在与一回路流体相连通的其他非一回路系统管道上,和/或在一回路流体可能漏入的系统管道上,设置冗余隔离装置,当非一回路管路破裂时,通过冗余隔离装置确保其隔离,防止一回路流体通过非一回路管道泄漏。
进一步,如上所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其中,所述的冗余隔离装置为隔离阀和止回阀。优选方案为双重的隔离阀和双重的止回阀。
更进一步,如上所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其中,所述的双重的隔离阀的动作信号为自动信号或手动信号。
更进一步,如上所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其中,所述的自动信号为流量信号或温度信号。
本发明的有益效果如下:本发明通过设置冗余的隔离措施,防止了核电站的旁通型LOCA的发生,提高了核电站的安全性。本发明对核电站系统原有的设计改动很小,但是却有非常明显的实际效果,又便于实施。
附图说明
图1为本发明的一种实现形式原理图:在一回路可能漏入的系统管道上设置双重隔离阀和双重止回阀,隔离阀的控制信号为流量信号;
图2为本发明的一种实现形式原理图:在一回路或与一回路相连通的管道上设置双重隔离阀和双重止回阀;
图3为本发明的一种实现形式原理图:在一回路或与一回路相连通的管道上设置一道隔离阀和一道止回阀,同时在一回路可能漏入的系统管道上设置一道隔离阀和一道止回阀,这些阀门一同作用达到双重隔离目的。
图4为本发明的应用实例示意图;
图5为为本发明的一种实现形式原理图:在一回路可能漏入的系统管道上设置双重隔离阀和双重止回阀,隔离阀的控制信号为温度信号。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施例对本发明做进一步的详细说明。
本发明所提供的防止核电站旁通型LOCA的方法,在一回路管道上,和/或在与一回路流体相连通的其他非一回路系统管道上,和/或在一回路流体可能漏入的系统管道上,设置冗余隔离装置,当非一回路管路破裂时,通过冗余隔离装置确保其隔离,防止一回路流体通过非一回路管道泄漏。冗余隔离装置可选用双重的隔离阀和双重的止回阀。双重的隔离阀的动作信号为自动信号或手动信号,自动信号可以包括流量信号或温度信号。隔离阀和止回阀同时使用,一重隔离包括:下游一道隔离阀,上游一道止回阀;双重隔离包括:下游两道串联的隔离阀,上游两道串联的止回阀。
如图1所示,图中包括一回路系统或与一回路相连通的管道11,以及一回路流体可能漏入的系统管道12,在一回路可能漏入的系统管道12上,下游设置双重隔离阀13并同时设置一块流量测量表15,在一回路可能漏入的系统管道12上,上游设置双重止回阀14。双重隔离阀13根据流量测量表15检测到的流量变化信号进行动作。
如图2所示,图中包括一回路流体可能漏入的系统管道21,以及一回路系统或与一回路相连通的管道22,在一回路系统或与一回路相连通的管道22上,下游设置双重隔离阀23,在一回路系统或与一回路相连通的管道22上,上游设置双重止回阀24。双重隔离阀23可进行手动控制。
如图3所示,图中包括一回路系统或与一回路相连通的管道31,以及一回路流体可能漏入的系统管道32,一回路系统或与一回路相连通的管道31上设置一个隔离阀35和一个止回阀36,在一回路流体可能漏入的系统管道32上设置一个隔离阀33和一个止回阀34。隔离阀和止回阀可进行手动控制。一回路系统或与一回路相连通的管道上,以及一回路流体可能漏入的系统管道上的两重阀门一同作用达到双重隔离目的。
如图5所示,图中包括一回路系统或与一回路相连通的管道51,以及一回路流体可能漏入的系统管道52,在一回路可能漏入的系统管道52上,下游设置双重隔离阀53并同时设置一块温度测量表55,在一回路可能漏入的系统管道52上,上游设置双重止回阀54。双重隔离阀53根据温度测量表55检测到的温度变化信号进行动作。
实施例
下面以主泵热屏和设备冷却水系统管道为例进行方案设计说明。
如图4所示,设备冷却水系统管道42向主泵热屏41提供冷却水。如果主泵热屏41发生破裂,一回路流体漏入设备冷却水管道42,如果与此相连通的安全壳外的设备冷却水管道破裂,则一回路流体就泄漏到了安全壳外。为了防止此种安全壳外的旁通型LOCA的发生,应用本发明,在安全壳内的设备冷却水管道42上设置双重冗余隔离装置,确保设备冷却水管道42的有效隔离,防止一回路流体泄漏出安全壳。
在设备冷却水管道42上,上游设置两台串联的高压止回阀44,下游设置两台串联的高压电动闸阀43。同时在设备冷却水管道42上,下游设置一块流量测量表45,测量设备冷却水流量。如果主泵热屏41发生破裂,一回路流体漏入下游的设备冷却水管道42,将会导致下游设备冷却水流量增高,流量表检测到此高流量后,向电动闸阀发出关闭命令,使串联的两台电动闸阀都关闭。即使其中一台电动闸阀由于某种原因无法关闭,由于设置了两台阀门,所以仍可以保证设备冷却水管道的隔离,防止一回路流体随着设备冷却水管道泄在安全壳外泄漏。止回阀的特点是允许流体顺流,阻止流体逆流,是通过阀门自身的结构特性来实现此功能的,无需进行手动或自动的其他动作。在上游设置止回阀,就能起到阻止流体逆流的作用,也就是隔离的作用。设置两道止回阀,也是为了防止其中一道阀门,由于其自身结构故障,而无法起到阻止流体逆流的作用。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (7)
1.一种防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:在一回路管道上,和/或在与一回路流体相连通的其他非一回路系统管道上,和/或在一回路流体可能漏入的系统管道上,设置冗余隔离装置,当非一回路管路破裂时,通过冗余隔离装置确保其隔离,防止一回路流体通过非一回路管道泄漏。
2.如权利要求1所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的冗余隔离装置为隔离阀和止回阀。
3.如权利要求1所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的冗余隔离装置为双重的隔离阀和双重的止回阀。
4.如权利要求3所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的双重的隔离阀的动作信号为自动信号。
5.如权利要求3所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的双重的隔离阀的动作信号为手动信号。
6.如权利要求4所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的自动信号为流量信号。
7.如权利要求4所述的防止核电站旁通型LOCA的方法,其特征在于:所述的自动信号为温度信号。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201210292671.0A CN102820065B (zh) | 2012-08-16 | 2012-08-16 | 一种防止核电站旁通型loca的方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201210292671.0A CN102820065B (zh) | 2012-08-16 | 2012-08-16 | 一种防止核电站旁通型loca的方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN102820065A true CN102820065A (zh) | 2012-12-12 |
CN102820065B CN102820065B (zh) | 2015-08-19 |
Family
ID=47304132
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201210292671.0A Active CN102820065B (zh) | 2012-08-16 | 2012-08-16 | 一种防止核电站旁通型loca的方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN102820065B (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11742099B2 (en) * | 2017-05-02 | 2023-08-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60201290A (ja) * | 1984-03-27 | 1985-10-11 | 株式会社東芝 | 原子炉停止時冷却設備 |
US5748693A (en) * | 1993-12-23 | 1998-05-05 | Siemens Aktiengesellschaft | Safety feed for borating system for a pressurized water reactor and process for operating such a system |
JP2002006081A (ja) * | 2000-06-23 | 2002-01-09 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 原子炉の冷却材ドレン設備 |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN102034559A (zh) * | 2010-09-19 | 2011-04-27 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站的快速互备系统及其互备方法 |
CN102169731A (zh) * | 2011-02-14 | 2011-08-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法 |
-
2012
- 2012-08-16 CN CN201210292671.0A patent/CN102820065B/zh active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60201290A (ja) * | 1984-03-27 | 1985-10-11 | 株式会社東芝 | 原子炉停止時冷却設備 |
US5748693A (en) * | 1993-12-23 | 1998-05-05 | Siemens Aktiengesellschaft | Safety feed for borating system for a pressurized water reactor and process for operating such a system |
JP2002006081A (ja) * | 2000-06-23 | 2002-01-09 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 原子炉の冷却材ドレン設備 |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN102034559A (zh) * | 2010-09-19 | 2011-04-27 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站的快速互备系统及其互备方法 |
CN102169731A (zh) * | 2011-02-14 | 2011-08-31 | 中国核电工程有限公司 | 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
博金海 王飞: "小破口失水事故研究综述", 《核科学与工程》, vol. 18, no. 2, 30 June 1998 (1998-06-30) * |
陈捷飞 等: "岭澳核电站主要技术改进对安全性的影响", 《核安全》, no. 1, 31 March 2004 (2004-03-31) * |
骆邦其 等: "CPR1000核电站严重事故重要缓解措施与严重事故序列", 《核动力工程》, vol. 31, 25 May 2010 (2010-05-25) * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11742099B2 (en) * | 2017-05-02 | 2023-08-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN102820065B (zh) | 2015-08-19 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US11521758B2 (en) | Depressurization valve | |
CN203376984U (zh) | 用于冷却剂泵轴密封泄漏管线的隔离系统 | |
CN201741419U (zh) | 一种核电厂主给水流量控制系统 | |
US20190189299A1 (en) | Main stream for reducing release of radioactive material to atmosphere under severe accident | |
EP3667678B1 (en) | Depressurisation valve | |
US10510454B2 (en) | Main pump shaft seal water injection system of a nuclear power station | |
CN103295654B (zh) | 核反应堆的非能动安全注射系统 | |
CN108317398A (zh) | 一种液态乙烷输送管道压力保护系统及方法 | |
US20110249784A1 (en) | Driving system of relief safety valve | |
CN102820065A (zh) | 一种防止核电站旁通型loca的方法 | |
CN203026165U (zh) | 一种压水堆核电厂一回路事故排气系统 | |
CN203338769U (zh) | 核电站反应堆冷却剂系统的保护装置 | |
CN202102729U (zh) | 备用堆芯冷却与堆腔充水系统 | |
CN204680391U (zh) | 主泵轴封高压泄漏水收集系统 | |
US9922734B2 (en) | Containment vent system with passive mode for boiling water reactors (BWRS), and method thereof | |
CN203397707U (zh) | 一种核电站安全防护系统 | |
CN204046399U (zh) | 矿用高压三组合防爆变频器水冷系统控制装置 | |
CN104112481B (zh) | 减少事故源项释放装置 | |
CN103778973A (zh) | 一体化反应堆可控压力释放系统 | |
US20190172596A1 (en) | Safety system | |
CN104347132B (zh) | 核电厂停堆工况下保护主泵的方法 | |
KR20180031919A (ko) | 닫힌 배관에서 신속히 손상을 탐지하고 이를 차단할 수 있는 스마트 밸브의 작동방법 | |
CN116753462A (zh) | 防止主氦风机冷却水管道超压和破口外泄的保护装置及保护方法 | |
CN201994160U (zh) | 金属波纹外油式储油柜 | |
JP2012229959A (ja) | 原子力プラント |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant |