CN103390435A - 核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，设置于反应堆冷却剂泵、压力容器、稳压器和蒸汽发生器通过管路连接形成的回路中，其中，反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀，压力容器的顶盖设有排气管线，排气管线连接至稳压器。此外，本发明还公开了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法。本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法可有效排除压力容器顶部的不可凝气体，避免在稳压器筒体上直接开孔，减少堆顶排气管线的长度，避免现有的堆顶排气方案中出现的水锤问题。

Description

核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法。
背景技术
核电站的部分事故情况下，丧失反应堆冷却剂泵的强迫循环，需要依靠自然循环(自然循环是指在闭合系统中仅仅依靠冷热流体间的密度差形成的浮升力驱动流体循环流动的一种能量传输方式)导出堆芯热量，因此，自然循环是评价反应堆冷却剂系统安全性的一个重要指标。
目前，压水堆核电站在设计中均考虑反应堆冷却剂系统的自然循环能力，对于核电站而言，在事故工况(如失去厂外电、反应堆冷却剂泵故障等)下，通过自然循环可实现堆芯衰变热的安全导出，提高核电站的安全性。
在核电事故中，压力容器顶部容易积聚大量的不凝气体，不可凝气体进入主管道后，主管道变成气液两相，影响并降低了反应堆冷却剂系统的自然循环能力，加剧了堆芯融化的进程，降低核电站的安全性。基于此，确有必要增设压力容器顶部的排气功能，用于缓解堆芯融化事故。
在一种现有的核电技术中，在核电站中设置了堆顶排气系统。但是，在事故情况下，压力容器顶部压力较高，而堆顶排气系统下游为低压的环境或容器。当开启堆顶排气阀将不可凝结气体排空后，高温高压冷却剂进入堆顶排气系统。当关闭堆顶排气阀后，由于堆顶排气阀的关闭速度较快，会在堆顶排气阀处产生较大的水锤问题。
有鉴于此，确有必要提供一种反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法，以保证反应堆冷却剂系统的自然循环能力。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和排气方法，其可保证反应堆冷却剂系统的自然循环能力。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，其设置在反应堆冷却剂泵、压力容器、稳压器和蒸汽发生器通过管路连接形成的回路中，其中，反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀，压力容器的顶盖设有排气管线，排气管线连接至稳压器。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的一种改进，所述排气管线经稳压器喷淋阀管线连接到稳压器筒体。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的一种改进，所述排气管线直接连接到稳压器筒体。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的一种改进，所述排气管线设置1列或2列并联的堆顶排气系统。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的一种改进，所述堆顶排气系统为2个或多个串联的隔离阀。
为了实现上述发明目的，本发明还提供了一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其包括以下步骤：
将反应堆冷却剂泵、压力容器、设置有波动管和喷淋头的稳压器、蒸汽发生器通过管路连接形成回路；
将反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀；
在压力容器的顶盖设置排气管线，排气管线连接至稳压器；以及
在核电站正常运行状态下，排气管线关闭；当反应堆冷却剂泵停运后，开启排气管线，压力容器顶部的不可凝气体通过排气管线进入稳压器汽空间，稳压器内的冷却剂通过稳压器波动管进入反应堆冷却剂系统。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法的一种改进，所述排气管线经稳压器喷淋阀管线连接到稳压器筒体，压力容器顶盖的不可凝气体通过排气管线进入稳压器喷淋阀管线，通过稳压器喷淋头进入稳压器。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法的一种改进，所述排气管线直接连接到稳压器筒体，压力容器顶盖的不可凝气体通过堆顶排气管线和接入稳压器的管线进入稳压器。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法的一种改进，所述排气管线上设置1列或2列并联的堆顶排气系统。
作为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法的一种改进，所述堆顶排气系统为2个或多个串联的隔离阀。
相对于现有技术，本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法具有以下有益技术效果：1)可有效排除压力容器顶部的不可凝气体；2)可以避免在稳压器筒体上直接开孔；3)可以减少堆顶排气管线的长度；4)可以避免原有的堆顶排气方案中的水锤问题。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法进行详细说明，附图中：
图1为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的第一实施方式的示意图。
图2为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的第二实施方式的示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置设置于反应堆冷却剂泵10、压力容器20、稳压器30和蒸汽发生器40通过管路依次连接形成的回路中，其中，反应堆冷却剂泵10的下游通过管路与稳压器30相连，管路上设有稳压器喷淋阀50。
请参阅图1所示，为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的第一实施方式的示意图，其中，压力容器20的顶盖设有排气管线，排气管线上设置2列并联的堆顶排气系统60，每列堆顶排气系统60为2个串联的隔离阀(或多个串联的隔离阀)。在图1所示的实施方式中，1列或2列堆顶排气系统60末端连接在稳压器喷淋阀50与稳压器30的喷淋头(未图示)之间的管线上。
在核电站正常运行状态下，两列堆顶排气系统60的隔离阀全部关闭。
当事故发生后，压力容器20顶部可能会聚集不可凝气体。事故后，开启堆顶排气系统60，由于稳压器30有一定的液位，所以压力容器20顶盖部分的压力高于稳压器汽空间的压力，不可凝气体通过堆顶排气系统60进入稳压器喷淋管线(稳压器喷淋阀50所在的管线)，通过稳压器30的喷淋头进入稳压器汽空间。稳压器30内的冷却剂通过稳压器波动管(未图示)进入反应堆冷却剂系统，压力容器20顶盖处的不可凝气体逐渐减少，压力容器20顶盖处的不可凝气体不会大量聚集，不会影响反应堆冷却剂系统的自然循环。
图2所示为本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的第二实施方式的示意图，其结构与本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置的第一实施方式的结构基本相同，不同之处仅在于，1列或2列堆顶排气系统60末端直接连接在稳压器30的筒体上。当事故发生后，压力容器20顶部可能会聚集不可凝气体。事故后，开启堆顶排气系统60，由于稳压器30有一定的液位，所以压力容器20顶盖部分的压力高于稳压器汽空间的压力，压力容器20顶盖的不可凝气体通过堆顶排气系统60和接入稳压器20的管线进入稳压器30。稳压器30内的冷却剂通过稳压器波动管(未图示)进入反应堆冷却剂系统，压力容器20顶盖处的不可凝气体逐渐减少，压力容器20顶盖处的不可凝气体不会大量聚集，不会影响反应堆冷却剂系统的自然循环。
结合以上对本发明实施方式的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置和方法具有以下有益技术效果：1)可有效排除压力容器顶部的不可凝气体；2)可以避免在稳压器筒体上直接开孔；3)可以减少堆顶排气管线的长度；4)可以避免原有的堆顶排气方案中的水锤问题。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，设置于反应堆冷却剂泵、压力容器、稳压器和蒸汽发生器通过管路连接形成的回路中，其中，反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀，其特征在于：所述压力容器的顶盖设有排气管线，排气管线连接至稳压器。
2.根据权利要求1所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，其特征在于：所述排气管线经稳压器喷淋阀管线连接到稳压器筒体。
3.根据权利要求1所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，其特征在于：所述排气管线直接连接到稳压器筒体。
4.根据权利要求1所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，其特征在于：所述排气管线设置1列或2列并联的堆顶排气系统。
5.根据权利要求1所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气装置，其特征在于：所述堆顶排气系统为2个或多个串联的隔离阀。
6.一种核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其包括以下步骤：
将反应堆冷却剂泵、压力容器、设置有波动管和喷淋头的稳压器、蒸汽发生器通过管路连接形成回路；
将反应堆冷却剂泵的下游通过管路与稳压器相连，管路上设有稳压器喷淋阀；
在压力容器的顶盖设置排气管线，排气管线连接至稳压器；以及
在核电站正常运行状态下，排气管线关闭；当反应堆冷却剂泵停运后，开启排气管线，压力容器顶部的不可凝气体通过排气管线进入稳压器汽空间，稳压器内的冷却剂通过稳压器波动管进入反应堆冷却剂系统。
7.根据权利要求6所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其特征在于：所述排气管线经稳压器喷淋阀管线连接到稳压器筒体，压力容器顶盖的不可凝气体通过排气管线进入稳压器喷淋阀管线，通过稳压器喷淋头进入稳压器。
8.根据权利要求6所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其特征在于：所述排气管线直接连接到稳压器筒体，压力容器顶盖的不可凝气体通过堆顶排气管线和接入稳压器的管线进入稳压器。
9.根据权利要求6所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其特征在于：所述排气管线上设置1列或2列并联的堆顶排气系统。
10.根据权利要求6所述的核电站反应堆冷却剂系统压力容器的排气方法，其特征在于：所述堆顶排气系统为2个或多个串联的隔离阀。
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