CN105788676A - 一种核电站的非能动专设安全设施 - Google Patents
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Abstract
本发明提供一种核电站的非能动专设安全设施，其包括:排放管线；热交换器；扩散器；快速卸压阀和注射总管。本发明提供的核电站的非能动专设安全设施，与传统核电站的专设安全设施不同，非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，增大了自然循环能力，使安全保护系统更加安全可靠。
Description
技术领域
本发明涉及核电站安全保护系统，具体涉及一种核电站的非能动专设安全设施。
背景技术
压水堆核动力装置中，一回路系统是个封闭回路，当发生失水事故或非失水事故时，最关键的是要保证堆芯淹没，并带走堆芯热量。当发生非失水事故时，现有的压水堆设计中主要是利用辅助给水系统和余热排出系统带走堆芯热量，第三代核电站采用一回路或者二回路的非能动余热排出系统带出堆芯热量。当发生失水事故时，主要利用安注系统缓解事故，核电站的安注系统是保证反应堆在事故工况时不出现事故升级的重要专设安全设施。高压安注系统一般是单独设置的系统，配有电动安注泵，当反应堆冷却剂系统发生失水事故时，向反应堆压力容器注水，保证堆芯淹没。第三代先进核电中设计了堆芯补水箱，通过平衡管将堆芯补水箱与主管道冷段相连，当反应堆冷却剂系统发生失水事故时，堆芯补水箱通过重力向反应堆压力容器注水。同时，通过氮气加压的安注箱向反应堆压力容器注水，当反应堆压力容器压力降到常压时，通过重力注射向堆芯注水。
采用安注泵的高压安注系统，如果丧失电源后，安注泵将无法启动，安注功能也将无法保证，最终导致堆芯损坏。第三代核电的非能动系统分别连接在压力容器、蒸汽发生器和主管道的冷热段上，如果将非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，将增大自然循环能力，同时减少接管数量，使核电站的系统简化，且安全保护系统更加安全可靠。
发明内容
本发明针对现有技术的不足，提出一种核电站的非能动专设安全设施。
核电站的非能动专设安全设施包括:
排放管线；所述排放管线设置在反应堆压力容器顶盖；所述排放管线上连接有自动卸压管线、快速卸压管线和非能动余热排出管线；
热交换器；所述热交换器设置在所述非能动余热排出管线的下游，并位于水箱中；
扩散器；所述扩散器设置在所述自动卸压管线的下游；
快速卸压阀；所述快速卸压阀设置在所述快速卸压管线上，经配置用于控制所述快速卸压管线直接向安全壳内排放；
平衡管线；所述平衡管线设置在反应堆压力容器上，并与堆芯补水箱入口连接，经配置用以使反应堆压力容器维持压力平衡；
注射总管；所述注射总管设置在反应堆压力容器上，并连接有堆芯补水箱、安注箱、所述非能动余热排出管、低压注射管线和再循环注射管线。
优选地，所述再循环注射管线上设有再循环注射管线隔离阀和再循环注射管线止回阀。
优选地，还包括再循环滤网；所述再循环滤网设置在所述再循环注射管线的下游。
优选地，还包括热交换器出口隔离阀；所述热交换器出口隔离阀设置在所述热交换器的下游。
优选地，所述堆芯补水箱通过堆芯补水箱注射管线与所述注射总管连接。
优选地，所述安注箱通过安注箱注射管线与所述注射总管连接。
优选地，所述安注箱注射管线上设有安注箱注射管线隔离阀和安注箱注射管线止回阀。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的核电站的非能动专设安全设施，与传统核电站的专设安全设施不同，非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，增大了自然循环能力，使安全保护系统更加安全可靠。
2、本发明提供的核电站的非能动专设安全设施，直接对堆芯进行冷却和注水。在反应堆压力容器顶盖设置了排放管线，排放管线上连接有自动卸压管线、快速卸压管线和非能动余热排出管线。压力容器上设置了注射总管，非能动余热排出管线、堆芯补水箱、安注箱、低压注射管线和长期再循环注射管线都通过注射总管将水注入堆芯，保证堆芯淹没并带走堆芯热量。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的核电站的非能动专设安全设施的示意图。
其中，1—反应堆压力容器；2—排放管线；3—非能动余热排出管线；
4—热交换器入口隔离阀；5—热交换器；6—热交换器出口隔离阀；
7—注射总管；8—自动卸压管线；9—自动卸压阀；10—扩散器；11—水箱；
12—快速卸压管线；13—快速卸压阀；14—平衡管线；
15—堆芯补水箱入口隔离阀；16—堆芯补水箱；17—堆芯补水箱注射管线；
18—堆芯补水箱注射管线隔离阀；19—堆芯补水箱注射管线止回阀；
20—重力注射管线；21—重力注射管线止回阀；22—重力注射管线隔离阀；
23—安注箱；24—安注箱注射管线；25—安注箱注射管线隔离阀；
26—安注箱注射管线止回阀；27—再循环注射管线；
28—再循环注射管线隔离阀；29—再循环注射管线止回阀；30—再循环滤网
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
如图1所示，核电站的非能动专设安全设施包括:
排放管线2；所述排放管线2设置在反应堆压力容器1的顶盖；所述排放管线2上连接有自动卸压管线8、快速卸压管线12和非能动余热排出管线3；
热交换器5；所述热交换器5设置在所述非能动余热排出管线3的下游，并位于水箱11中；
扩散器10；所述扩散器10设置在所述自动卸压管线8的下游；
快速卸压阀13；所述快速卸压阀13设置在所述快速卸压管线8上，经配置用于控制所述快速卸压管线8直接向安全壳内排放；
平衡管线14；所述平衡管线14设置在反应堆压力容器1上，并与堆芯补水箱16入口连接，经配置用以使反应堆压力容器1维持压力平衡；
注射总管7；所述注射总管7设置在反应堆压力容器1上，并连接有堆芯补水箱16、安注箱23、所述非能动余热排出管3、低压注射管线和再循环注射管线27。
优选地，所述再循环注射管线27上设有再循环注射管线隔离阀28和再循环注射管线止回阀29。
优选地，还包括再循环滤网30；所述再循环滤网30设置在所述再循环注射管线27的下游。
优选地，还包括热交换器出口隔离阀6；所述热交换器出口隔离阀6设置在所述热交换器5的下游。
优选地，所述堆芯补水箱16通过堆芯补水箱注射管线17与所述注射总管7连接。
优选地，所述安注箱23通过安注箱注射管线24与所述注射总管7连接。
优选地，所述安注箱注射管线24上设有安注箱注射管线隔离阀25和安注箱注射管线止回阀26。
与现有技术相比，本实施例具有以下有益效果：
1、本实施例提供的核电站的非能动专设安全设施，与传统核电站的专设安全设施不同，非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，增大了自然循环能力，使安全保护系统更加安全可靠。
2、本实施例提供的核电站的非能动专设安全设施，直接对堆芯进行冷却和注水。在反应堆压力容器顶盖设置了排放管线，排放管线上连接有自动卸压管线、快速卸压管线和非能动余热排出管线。压力容器上设置了注射总管，非能动余热排出管线、堆芯补水箱、安注箱、低压注射管线和长期再循环注射管线都通过注射总管将水注入堆芯，保证堆芯淹没并带走堆芯热量。
本实施例的核电站的非能动专设安全设施的工作原理如下：正常运行时，专设安全设施处于备用状态，热交换器入口隔离阀4和堆芯补水箱入口隔离阀15处于开启位置，以保证非能动余热排出和安注功能的快速执行。当发生非失水事故时，热交换器出口隔离阀6打开，反应堆压力容器1的热流体经过堆顶排放管线2和非能动余热排出管线3进入热交换器5，将热量传递给水箱11中的水，随后经注射总管7进入反应堆压力容器1，完成自然循环。
当发生失水事故时，堆芯补水箱注射管线隔离阀18打开，堆芯补水箱16中的水在重力作用下经过堆芯补水箱注射管线17和注射总管7进入反应堆压力容器1；同时自动卸压阀9打开，反应堆压力容器1中的热流体通过自动卸压管线8和扩散器10排入水箱11，从而降低系统压力。随着事故的发展，安注箱注射管线隔离阀25打开，安注箱23通过安注箱注射管线24和注射总管7向反应堆压力容器1注入水。若事故仍然得不到缓解，快速卸压阀13将打开，将系统压力快速降至常压状态，重力注射管线隔离阀22打开，水箱11中的水在重力作用下经过重力注射管线20和注射总管7进入反应堆压力容器1。在事故后期，再循环注射管线隔离阀28将打开，水经过再循环注射管线27和和注射总管7进入反应堆压力容器1，吸热后从快速卸压管线12排出，从而将堆芯的热量带出。
上述过程的安全壳冷却系统利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然，本领域的技术人员可以对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，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。
Claims (7)
1.一种核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，包括:
排放管线；所述排放管线设置在反应堆压力容器顶盖；所述排放管线上连接有自动卸压管线、快速卸压管线和非能动余热排出管线；
热交换器；所述热交换器设置在所述非能动余热排出管线的下游，并位于水箱中；
扩散器；所述扩散器设置在所述自动卸压管线的下游；
快速卸压阀；所述快速卸压阀设置在所述快速卸压管线上，经配置用于控制所述快速卸压管线直接向安全壳内排放；
平衡管线；所述平衡管线设置在反应堆压力容器上，并与堆芯补水箱入口连接，经配置用以使反应堆压力容器维持压力平衡；
注射总管；所述注射总管设置在反应堆压力容器上，并连接有堆芯补水箱、安注箱、所述非能动余热排出管、低压注射管线和再循环注射管线。
2.如权利要求1所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，所述再循环注射管线上设有再循环注射管线隔离阀和再循环注射管线止回阀。
3.如权利要求1所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，还包括再循环滤网；所述再循环滤网设置在所述再循环注射管线的下游。
4.如权利要求1所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，还包括热交换器出口隔离阀；所述热交换器出口隔离阀设置在所述热交换器的下游。
5.如权利要求1所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，所述堆芯补水箱通过堆芯补水箱注射管线与所述注射总管连接。
6.如权利要求1所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，所述安注箱通过安注箱注射管线与所述注射总管连接。
7.如权利要求6所述的核电站的非能动专设安全设施，其特征在于，所述安注箱注射管线上设有安注箱注射管线隔离阀和安注箱注射管线止回阀。
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