CN106537513A - 用于冷却剂损失事故(loca)保护的整体隔离阀系统及其操作方法 - Google Patents

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CN106537513A CN201580040363.0A CN201580040363A CN106537513A CN 106537513 A CN106537513 A CN 106537513A CN 201580040363 A CN201580040363 A CN 201580040363A CN 106537513 A CN106537513 A CN 106537513A
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Abstract

一种核反应堆包括核反应堆堆芯，所述核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料，所述反应堆压力容器具有专门将流动携带到核反应堆中的容器穿透件和将流动携带到核反应堆以外的至少一个容器穿透件。整体隔离阀(IIV)系统包括无源IIV，其每一个包括构造到锻法兰中且不包括促动器的单向阀，且一个或多个有源IIV每一个包括构造到锻法兰中且包括促动器的有源阀。每一个容器穿透件专门将流动携带到核反应堆中，且被无源IIV保护，所述无源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。将流动携带到核反应堆以外的每一个容器穿透件被有源IIV保护，所述有源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。每一个有源阀可以是常闭阀。

Description

用于冷却剂损失事故(LOCA)保护的整体隔离阀系统及其操作 方法
在受到能量部合作协议No.DE-NE0000583支持的工作过程中构思出本申请。能量部可能对本申请具有一定权利。
技术领域
以下内容属于核反应堆领域、核动力领域、核反应堆安全领域以及相关领域。
背景技术
现有的核动力厂通常是具有沸水反应堆(BWR)或增压水反应堆(PWR)设计的情形水热型核反应堆。在这种反应堆中，核反应堆堆芯包括可裂变材料(通常是例如在可裂变235U中富集的UO2的铀混合物)设置在冷却剂中(纯净水)，其在操作压力和温度下被包含在反应堆压力容器中。涉及可裂变235U的裂变的核链反应在核反应堆堆芯中产生热量，所述热量被传输到冷却剂。在BWR设计中，热量直接将冷却剂转换为蒸汽，且包含在反应堆压力容器中的蒸汽分离器/干燥剂硬件产生蒸汽，所述蒸汽经由大直径管道输出到涡轮机，以产生电力(在核动力工厂设置中；更通常的，输出的蒸汽用于执行其他有用的工作)。从涡轮机而来的冷凝的冷却剂被经由额外的大直径管道反馈到BWR压力容器。在PWR设计中，主冷却剂保持液态(例如过冷(subcooled))且经由大直径管道输送到外部蒸汽发电机，在该处从(主)反应堆冷却剂而来的热量将冷却剂转换(二次分离)为蒸汽，所述蒸汽进而驱动涡轮机。从蒸汽发电机而来的冷凝冷却剂被经由额外的大直径管道反馈到PWR压力容器。
这种反应堆的安全操作包括提供对向环境的发射线释放的保护。为此，已知的是用放射线隔离结构围绕核反应堆，所述结构通常用钢和/或钢强化的混凝土构造，且冗余地实施安全系统，以修正反应堆操作偏离到设计范围以外的事件。一类事件是冷却剂损失事故(LOCA)，其中反应堆冷却剂从反应堆压力容器的破坏部处逃逸，或更通常的，在压力容器穿透件(vessel penetration)处在与反应堆压力容器连接的大直径管中的破坏部处逃逸。在压力容器穿透件和最近的管阀之间发生的LOCA破坏是尤其有问题的，因为来自这种破坏部反应堆冷却剂损失在管阀关闭之后仍然继续。
已知的方案是在压力容器穿透件提供整体隔离阀(IIV)。IIV包括构造到与压力容器连接的凸缘中的阀。因为IIV直接整合到压力容器穿透件中，所以关闭IIV能确保LOCA破坏部处反应堆冷却剂损失的停止。
使用IIV以针对LOCA事件进行防护的劣势时需要气动、液压、或电控制线路以操作IIV，且这些控制线路一直延伸到反应堆压力容器，使得它们暴露到运行中的核反应堆产生的热量和辐射流下。已经想到的是采用无线阀控制，但是这引入了其自身的一系列问题。无线接收器必须构造在IIV中且因此暴露到高温和辐射流下，且无线通信的无形的特点使得难以检测阀控制系统中的问题。
使用IIV以针对LOCA事件进行防护的额外劣势是阀促动器控制是复杂的，需要基于反应堆压力、冷却剂液面高度等来检测LOCA状况，且运行需要根据经检测的反应堆状况运行IIV。操作不是直接的，因为响应性会要求保持一些IIV打开而其他IIV关闭。
发明内容
在本文所述的作为示例性例子的一些实施例中，一种核岛包括：核反应堆，包括核反应堆堆芯，核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料；紧急堆芯冷却(ECC)系统，通过ECC容器馈送装置连接到核反应堆；反应堆冷却剂存货和净化系统(RCIPS)，连接到核反应堆，以通过补充管线容器馈送装置将冷却剂喷射到反应堆压力容器中，和通过下泄管线容器馈送装置从反应堆压力容器提取冷却剂；和整体隔离阀(IIV)系统。IIV系统包括：无源IIV，包括构造在直接连接到ECC容器馈送装置的锻法兰中的单向阀；无源IIV，包括构造在直接连接到补充管线容器馈送装置的锻法兰中的单向阀；和有源IIV，包括构造在直接连接到下泄管线容器馈送装置的锻法兰中的有源阀。核岛可以进一步包括残余热量去除(RHR)系统，其具有连接到核反应堆以通过RHR排出容器馈送装置的RHR入口，和连接到核反应堆以通过RHR返回容器馈送装置的RHR出口，IIV系统进一步包括无源IIV，包括构造在直接连接到RHR返回容器馈送装置的锻法兰中的单向阀；和有源IIV，包括构造在直接连接到RHR排出容器馈送装置的锻法兰中的有源阀。RHR系统可以包括空气或水冷却的RHR换热器。核岛可以进一步包括：压力传感器，设置在反应堆压力容器中且配置为感测反应堆冷却剂压力；和/或液面高度传感器，设置在反应堆压力容器中且配置为感测反应堆冷却剂液面高度。一种反应堆控制系统被适当地配置为响应于低于临界反应堆冷却剂液面高度的反应堆冷却剂液面高度而关闭直接连接到下泄管线容器馈送装置的有源IIV，所述反应堆冷却剂液面高度通过压力传感器感测。
在本文所述的作为示例性例子的一些实施例中，公开一种核岛。核反应堆包括：核反应堆堆芯，所述核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料，所述反应堆压力容器具有专门将流动携带到核反应堆中的多个容器穿透件和将流动携带到核反应堆以外的至少一个容器穿透件。整体隔离阀(IIV)系统包括多个无源IIV，其每一个包括构造到锻法兰中且不包括促动器的单向阀，且一个或多个有源IIV每一个包括构造到锻法兰中且包括促动器的有源阀。专门将流动携带到核反应堆中的每一个容器穿透件被无源IIV保护，所述无源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。将流动携带到核反应堆以外的每一个容器穿透件被有源IIV保护，所述有源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。在一些实施例中，将流动携带到核反应堆以外的每一个容器穿透件专门将流动携带到核反应堆以外。在一些实施例中，每一个有源IIV进一步包括用于促动器的手动后备装置。每一个无源IIV的单向阀适当地允许在临界压力以上的流动进入反应堆压力容器，而阻止反向流动。每一个有源IIV的有源阀适当地是常闭阀。
在本文所述的作为示例性例子的一些实施例中，一种核反应堆包括核反应堆堆芯，其包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料。多个辅助系统经由容器穿透件与核反应堆流体连通。每一个容器穿透件是将流体携带到核反应堆中的流体入口容器穿透件或将流体携带到核反应堆以外的流体出口容器穿透件。整体隔离阀(IIV)系统包括至少一个无源IIV和至少一个有源IIV，所述至少一个无源IIV包括构造到锻法兰中且不包括促动器的单向阀，且所述至少一个有源IIV包括构造到锻法兰中且包括促动器的有源阀。每一个流体入口容器穿透件被无源IIV保护，所述无源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。每一个流体出口容器穿透件被有源IIV保护，所述有源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。多个辅助系统可以包括紧急堆芯冷却(ECC)系统和反应堆冷却剂库存和净化系统(RCIPS)，且可以进一步包括残余热量去除(RHR)系统。在一些实施例中，至少一个有源IIV配置为在促动器动力损失时被反应堆冷却剂压力所关闭。
附图说明
本发明可以采取各种部件形成和部件的布置方式，以及各种过程操作和过程操作的安排方式。附图仅用于显示优选实施例的目的且不用于限制本发明。本发明包括之后的附图。
图1显示了核反应堆，其具有无源和有源整体隔离阀(IIV)，如本文公开的，以及相关传感器和控制的示意性表示。
图2显示了IIV和图1的反应堆压力容器的下部部分的透视图，以插图的形式显示了无源IIV和有源IIV的示例性例子。
图3显示了IIV系统的操作，以对偏离图1反应堆的设计操作范围的各种偏差做出响应。
具体实施方式
本文公开的IIV系统和操作方法是基于针对这种系统和方法在本文做出的一些观察做出的。
一个观察是专门将流动提供到核反应堆的任何压力容器穿透件(vesselpenetration)可被无源的整体隔离阀(IIV：integral isolation valve)充分地保护，所述整体隔离阀是构造到锻法兰中的单向阀，其允许流动进入反应堆压力容器，但是阻止流出反应堆压力容器(即允许在临界压力以上的流动进入反应堆压力容器，而阻止反向流出)。这种单向阀不具有促动器且完全地无源地运行，且足以防止在管破坏部处的冷却剂损失，而不需要反应堆操作者的干预。
第二观察是，专门提供向核反应堆以外的流动的任何压力容器穿透件必须被有源阀保护，即，阀的操作被电(例如马达操作)、液压或气动促动器驱动(可选地带有手动后备装置，例如手动手轮后备装置)。通过接收促动器信号cau(或通过运行手动后备装置，如果可用的话)而关闭有源阀。可选地，反应堆控制系统配置为在具体的反应堆状态(一个或多个)下自动地打开或关闭有源IIV，例如基于临界反应堆压力和/或临界反应堆冷却剂液面高度(coolant level)。
第三观察是，在专门提供向核反应堆以外的流动且具有带手动后备装置的有源IIV的压力容器穿透件的情况下，有利的变化例是将促动器驱动的关闭配置为凌驾于使用手动后备装置打开阀的任何企图，使得促动器用作用于IIV的锁定机构。
参考图1，描述了示例性实施例，其包括基于前述构造的IIV系统。核反应堆8包括反应堆压力容器10，其承装反应堆芯12，堆芯包括没入到冷却剂流体中的可裂变材料。在典型的轻水热反应堆中，反应堆芯12包括铀混合物，例如UO2，其富集在可裂变235U同位素中，且冷却剂流体是净化的轻水(H2O)。示例性核反应堆8为增压水反应堆(PWR)类型，其中冷却水被保持在过冷(sub-cooled)的液态中。示例性PWR 8包括通过导流板16或其他合适结构限定在压力容器10顶部的整体增压器空间14。在核反应堆操作期间，蒸汽泡被保持在增压器空间14中，且通过加热或冷却蒸汽泡而调整反应堆压力(例如使用电阻性加热器，和用于冷却的分布器(sparger))。在替换的实施例(未示出)中，采用外部增压器，其通过合适的管道与反应堆压力容器连接。
反应堆容器内部的冷却剂循环流动，以便对反应堆芯12散热，和提取通过反应堆芯12产生的热量。为此，示例性PWR 8包括反应堆冷却剂泵(RCP)18，安装在压力容器10顶部附近以辅助或驱动冷却剂的循环流动。在替换的实施例(未示出)中，RCP可以位于其他位置，或可以是位于压力容器中的内部封闭泵(canned pump)，或RCP可以被完全地省略，且冷却剂通过来自反应堆芯的热量所驱动的自然循环流动而循环流动。示例性PWR还包括一个或多个内部蒸汽发电机20，其定位在压力容器10中。在一个实施例中，蒸汽发电机(一个或多个)20适当地包括管和壳体结构，其具有在管中的一个中流动且围绕壳体的反应堆冷却剂，以及在管中的另一个中流动且围绕壳体(细节未示出)的二次冷却剂(与反应堆冷却剂不同)。二次冷却剂与(主)反应堆冷却剂不同，且二次冷却剂给水(secondary coolantfeed water)经由蒸汽发电机连接器22而被供应到蒸汽发电机(一个或多个)20且经由蒸汽发电机连接器22从蒸汽发电机(一个或多个)20提取蒸汽。应注意，尽管这些连接器22是容器穿透件(vessel penetration)，但是它们不经历反应堆冷却剂压力，且去往给水入口或来自蒸汽出口的管道中的破坏部不造成向放射线隔离结构中的放射线释放。因而，尽管想到了为连接器22提供IIV保护，但是这在示例性的图1的实施例中没有实施。
示例性PWR 8包括内部控制杆驱动机构(CRDM)24，其让中子吸收控制杆垂直地运动进出反应堆芯12，以便控制堆芯12中的核链反应。CRDM 24优选配置为通过执行急停操作(scram operation)而对某些事件做出响应，在急停操作中控制杆被释放且在重力作用下落入核反应堆，以便完全地扑灭核链反应。
示例性PWR 8是整体PWR，其中蒸汽发电机(一个或多个)20设置在压力容器10中。在替换的实施例(未示出)中，蒸汽发电机是位于压力容器外部的外部单元，且大直径管道将外部蒸汽发电机与核反应堆连接。在这种替换的实施例中，想到的是也为该管道提供IIV保护，因为其将反应堆冷却剂携带到外部蒸汽发电机。
示例性整体PWR 8有利地不具有会遭遇反应堆冷却剂的大直径容器穿透件(如已经描述的，蒸汽发电机连接器22仅遭遇二次冷却剂，其不包含放射线污染且通常处于比压力容器10中的反应堆冷却剂更低的压力)。在示例性整体PWR 8中，容器穿透件包括：被ECCIIV 30保护的两个紧急堆芯冷却(ECC：emergency core cooling)容器穿透件；被补充管线IIV 32保护的补充管线(make-up line)容器穿透件；被下泄管线(let-down line)IIV 34保护的下泄管线容器穿透件；被残余热量去除(RHR)排出IIV 36保护的残余热量去除出口管线；和被RHR返回IIV 38保护的RHR返回管线。
ECC系统被设计为在某些事件期间将冷却水输送到反应堆压力容器10，所述某些事件例如是冷却剂损失事故(LOCA)，以便确保反应堆芯12保持没入在冷却水中。图示示出的示例性ECC系统40包括两个水源：中间压力喷射箱(IPIT)42，其含有氮气增压水(nitrogen-pressurized water)；和重新填充水存储箱(RWST)44。在LOCA响应中，反应堆通过LOCA破坏部和/或通过指定的减压阀减压。因为IPIT 42被氮气增压，所以随核反应堆8中的压力消散，水被喷射。IPIT 42中的水可选地是搀硼酸的(即，含有可溶解的硼混合物)，以有助于扑灭反应堆芯12中的核链反应(其是一种深度防护手段，因为通过CRDM 24控制的控制杆急停是用于扑灭核链反应的主要机制)。在压力容器10已经被减压到一定的压力临界以下时，ECC阀运行，以经由ECC IIV 30将RWST 44连接到ECC容器穿透件。RWST通常处于比核反应堆8更高的位置，且由此水依靠重力从RWST 44供应到压力容器10。RWST 44的容量被设计为足以在基于设计的时间间隔中维持水向压力容器10中的流入，以便确保反应堆芯12保持没入在冷却水中。在示例性的图1的例子中，ECC系统40包括两个冗余系统，其每一个经由其自身的指定ECC IIV 30与压力容器10连接，因此存在图1所示的两个ECC IIV 30。因为ECC系统40的安全第一的特点，这种冗余设计是有利。
继续参考图1并进一步参考图2，其显示了压力容器10的下部部分，其上部部分和内部部件被移走，ECC IIV 30专门向核反应堆8提供流动，且适当地是单向阀形式的无源IIV，其被构造到直接连接(例如栓接)到压力容器10的锻法兰(forged flange)40中(见图2)，并允许流动进入反应堆压力容器，但是阻止流出反应堆压力容器。换句话说，无源单向阀IIV允许在临界压力(在一些实施例中其可以低至零)以上流动进入反应堆压力容器，而阻止反向流出。单向阀可以具有任何合适的单向阀构造，例如球单向阀构造(其中球或其他运动部件被弹簧偏压抵靠到阀座且通过超过临界压力的压力而抵抗弹簧力而从阀座运动离开，以用于打开)，摆动式单向阀(其中门或其他运动部件铰接并座靠到阀座，使得向反应堆进入的流动打开门，以接纳进入流，而向反应堆外的流出将门抵靠阀座关闭，以阻止流出)，等等。在一些实施例中，无源单向阀IIV包括两个(或更多)单向阀，其串序地构造到锻法兰40中，以便在一个单向阀故障且无法阻止逆向流动(即无法阻止向反应堆以外流动)的事件中提供冗余措施。
因为无源单向阀IIV 30是无源的，所以其不能被促动器控制，例如作为ECC操作的一部分。无源单向阀IIV 30用作安全装置，以在进给到ECC容器穿透件的管线上存在管破坏部的事件中，防止穿过被保护的ECC容器穿透件的冷却剂损失。
继续参考图1和2，反应堆冷却剂存货/净化系统(RCIPS)50经由被补充管线IIV 32保护的补充管线容器穿透件和被下泄管线IIV 34保护的下泄管线容器穿透件与核反应堆8连接。RCIPS 50执行与保持反应堆冷却剂量和纯度有关的各种功能。冷却水经由补充管线添加到压力容器10，且经由下泄管线从压力容器10去除。补充管线IIV 32专门提供进入核反应堆8的流动，且适当地是单向阀形式的无源IIV，其被构造到直接连接(例如栓接)到压力容器10的锻法兰40中(见图2)并允许流动进入反应堆压力容器，但是阻止流出反应堆压力容器。
另一方面，下泄管线IIV 34专门提供从核反应堆8向外的流动，且适当地是有源IIV。在图2中的示例性的例子中，合适的有源IIV包括构造到锻法兰52中的阀，其进一步包括两个冗余促动器54，所述促动器可以通过电(例如螺线管促动器)、通过液压或通过气动(例如液压或气动活塞促动器)运行。在有源阀中，可运动元件通过促动器而朝向或离开阀座运动。有源阀优选是“故障时自动关闭”阀，由此意味着在电(或液压或气动)动力损失时，阀在弹簧偏压或其他无源动因下运动到其关闭位置。在另一构思的设计是，有源阀的促动器通过让可运动阀部件向内运动(即，朝向反应堆8，或如果可运动阀部件中途设置在容器穿透件中，则让可运动部件进一步运动到容器穿透件中)而打开阀，使得在促动器动力损失事件中，反应堆冷却剂压力驱动可运动部件向外抵靠阀座，以实现常闭状态。在示例性例子中，有源IIV 34还包括两个冗余手轮56形式的手动后备装置。
下泄管线IIV 34用于安全功能，例如如果在下泄管线上发生破坏，则下泄管线IIV34可通过操作者关闭，通过运行反应堆控制系统60以发送促动信号到促动器54，以关闭IIV34，或通过运行手动后备装置t机构56。通过关闭IIV 34，经由下泄管线上的破坏部的反应堆冷却剂损失被终止。
反应堆控制系统60被适当地实施为计算机或其他电子系统，具有合适的用户接口装置，例如一个或多个计算机监视器或显示器、键盘、鼠标或其他指示装置，其组合各种等等。阀促动器54通过电配线、液压管线、气动管线而与反应堆控制系统60连接，或因此与在IIV系统中采用的阀促动器的一种或多种类型一致。反应堆控制系统60可选地包括非计算性的后备系统，例如具有LED指示器和按钮的状态显示板或其他机电用户输入装置，以提供促动器54的后备装置非计算性控制。如前所述，IIV系统的有源阀可选地包括手动后备装置机构，例如示例性手轮56。
在替换的实施例中，有源下泄管线IIV 34仅用于上述安全功能，但是不在核反应堆8的正常操作期间用作功能部件。在该替换的方案中，有源下泄管线IIV 34在正常反应堆操作期间保持打开，且RCIPS 50的其他阀(未示出)适当地打开和关闭，以控制补充水向压力容器10中的添加。在该方案中，下泄管线IIV 34仅响应于与安全相关的情况而关闭，例如在下泄管线上存在破坏部，且下泄管线IIV 34可以双状态装置，即，完全打开或完全关闭，但是不可连续调整为处于中间的“部分地打开”状态。
被RHR排出IIV 36和RHR返回IIV38保护的残余热量去除(RHR)管线与RHR换热器70连接，所述RHR换热器可以是空气冷却、水冷却或以其他方式冷却的。在合适的实施例中，RHR换热器70以主动闭环方式(activeclosed-loop)运行：从核反应堆芯12而来的衰变热将冷却水加热，所述冷却水被RHR输出管线携带到RHR换热器70，在该处水被冷却(由此排出所携带的热量)，且冷凝物经由RHR返回管线而回到反应堆压力容器10。在这种设计中，RHR入口72连接到核反应堆8，以穿过RHR排出容器馈送装置(vessel feedthrough)，其被RHR排出IIV 36保护，且RHR出口74连接到核反应堆8，以穿过RHR返回容器馈送装置，其被RHR返回IIV 38保护。
RHR返回IIV 38保护返回管线，所述返回管线将来自RHR换热器70的冷凝物返回到反应堆压力容器10。RHR返回IIV 38专门提供进入核反应堆8的流动，且适当地是单向阀形式的无源IIV，其被构造到直接连接(例如栓接)到压力容器10的锻法兰40中(见图2)并允许流动进入反应堆压力容器，但是阻止流出反应堆压力容器。
另一方面，RHR排出IIV 36专门将流动携带到核反应堆8以外，且适当地是有源IIV，其包括构造到锻法兰52中的被促动阀(可选地具有手动后备装置)。示例性RHR排出IIV36包括两个冗余促动器54，其可以例如通过电(例如螺线管促动器)、通过液压或通过气动(例如，液压或气动活塞促动器)运行，且还包括两个冗余手轮56形式的手动后备装置。在一些实施例中，RHR排出IIV 36可以用于通过打开以开始有源闭环循环流动而启动残余热量去除系统。在替换的实施例中，RHR排出IIV 36仅用于安全功能。
在图1和2的实施例中，每一个独立(即冗余)ECC系统40经由被ECC IIV 30保护的容器穿透件与反应堆压力容器10连接，其最初携带来自IPIT 42的高压流，且随后在减压之后携带来自RWST 44的低压流。该方案有利地减少容器穿透件的数量。然而，因为每一个ECC容器穿透件专门将流动携带到核反应堆8中，所以构思的是，为IPIT 42和RWST 44提供分开的容器穿透件，其每一个被其自身的无源单向阀IIV所保护。
应注意，IIV 30、32、34、36、38主要是无源单向阀类型的，仅下泄IIV 34和RHR排出管线IIV 36是有源的和/或是手动地操作的阀。有利地，这降低了在LOCA或其他事件期间利用IIV系统方面反应堆操作者误差的可能性。如前所述，无源单向阀IIV允许在临界压力以上的进入反应堆压力容器的流动，而阻止反向流动。在一些实施例中，用于打开单向阀的临界压力可以低至零。更通常地，在正常操作期间，用于打开单向阀的临界压力应该比去往单向阀的入口处的最低期望压力低，在正常操作中流体应流过被保护的管线，这确保了单向阀不会妨碍被保护系统的正常操作。
继续参考图1和2且进一步参考图3，IIV系统还可选地配置为对某些潜在的不安全的反应堆状况自动地做出响应。如图1所示，核反应堆8通常包括传感器，例如示例性的压力传感器80和示例性的反应堆冷却剂液面高度传感器82，二者位于增压器空间14中。图3显示了冷却剂液面高度压力图，压力在横坐标上且液面高度在纵座标上。在图3中，Pset和Lset分别表示在核反应堆8的正常操作中的设定点压力和冷却剂液面高度。还如图3所示(且如图1的反应堆控制系统60所示)，存在某些临界值：PRHR、PECC、Llow和LECC。这些临界值控制有源IIV34、36的自动响应，如下。
压力临界PRHR控制RHR排出管线的自动操作。如果通过压力传感器80测量的反应堆压力超过临界值PRHR，则RHR排出管线IIV 36保持关闭。
液面高度临界值Llow控制下泄管线IIV 34的自动关闭，以便限制反应堆冷却剂的进一步损失。如果通过液面高度传感器82测量的反应堆冷却水液面高度低于临界值Llow，则下泄管线IIV 34自动地关闭(或如果其已经关闭则保持关闭)，使得不再通过下泄管线损失冷却剂。应注意，补充管线不受影响且可以继续提供补充冷却剂，以随时间补救低液面高度的状况，甚至在反应堆冷却剂液面高度低于临界值Llow之后也可以，这可以用于进行补救，而不启用EEC系统40。
图1和3分别示出了压力和液面高度临界值PECC和LECC，其触发ECC系统40的启用。如果通过压力传感器80测量的压力超过临界值PECC，或通过液面高度传感器82测量的冷却剂液面高度低于临界值LECC，则ECC系统40被启用。因为ECC IIV 30是无源单向阀IIV，所以不需要运行IIV系统的任何阀促动器以起动ECC。然而，所构思的是，在起动ECC操作时自动地关闭下泄管线IIV 34，以便防止通过下泄管线的冷却剂损失。
示例性IIV 30、32、34、36、38适用于包括ECC系统40、RCIPS 50和RHR系统70的示例性辅助系统。其他核岛设计可以采用额外或其他辅助系统，具有变化的或不同的容器穿透件。本文公开的用于设计IIV系统和其操作方法的观察和原理可容易地适用于这种变化或不同的核岛设计。在这些观察和原理下，通过在所有容器穿透件处采用无源单向阀IIV，可使得有源IIV的数量最小化，所述容器穿透件专门提供进入核反应堆的流动。通过避免使用双向容器穿透件(携带进出反应堆的流动)，可有利地降低系统复杂性。虽然这带来额外容器穿透件的增加，但是增加的容器穿透件被无源单向阀IIV适当地保护。
每一个无源IIV包括构造到锻法兰中的单向阀且不包括促动器。每一个有源IIV包括构造到锻法兰中的有源阀且包括促动器。“构造到……中”意味着阀被固定到锻法兰且设置在法兰中或可以在中途伸出到容器穿透件中，以便在中途延伸到反应堆压力容器10的壁中。通过以此方式构造到锻法兰中，通过被锻法兰从外部接触，阀被屏蔽，所述锻法兰通过螺栓/螺纹孔的组合、螺栓/螺母组合或其他法兰紧固件而被牢固连接到容器穿透件。
已经描述了包括优选实施例的示例性实施例。尽管已经详细显示和描述了具体实施例以展示本发明的应用和原理以及方法，但是应理解本发明的目的不是对其进行限制，而是本发明可以以其他方式实施而不脱离这些原理。在本发明的一些实施例中，本发明的某些特征有时可以提供有点而不使用其他特征。因而，所有这种改变和实施例落入随后的权利要求的范围内。显然，在阅读和理解的前述描述之后可以做出修改和改变。本发明的目的是包括所有这种修改和改变，只要其落入所附权利要求及其等效形式的范围内。

Claims (19)

1.一种核岛，包括：
核反应堆，包括核反应堆堆芯，核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料；
紧急堆芯冷却(ECC)系统，通过ECC容器馈送装置连接到核反应堆；
反应堆冷却剂存货和净化系统(RCIPS)，连接到核反应堆，以通过补充管线容器馈送装置将冷却剂喷射到反应堆压力容器中，和通过下泄管线容器馈送装置从反应堆压力容器提取冷却剂；和
整体隔离阀(IIV)系统，包括：
无源IIV，包括构造在直接连接到ECC容器馈送装置的锻法兰中的单向阀，
无源IIV，包括构造在直接连接到补充管线容器馈送装置的锻法兰中的单向阀，和
有源IIV，包括构造在直接连接到下泄管线容器馈送装置的锻法兰中的有源阀。
2.如权利要求1所述的核岛，进一步包括：
残余热量去除(RHR)系统，具有连接到核反应堆以通过RHR排出容器馈送装置的RHR入口，和连接到核反应堆以通过RHR返回容器馈送装置的RHR出口；
其中IIV系统进一步包括：
无源IIV，包括构造在直接连接到RHR返回容器馈送装置的锻法兰中的单向阀，和
有源IIV，包括构造在直接连接到RHR排出容器馈送装置的锻法兰中的有源阀。
3.如权利要求2所述的核岛，其中RHR系统包括空气冷却或水冷却的RHR换热器。
4.如权利要求2所述的核岛，进一步包括：
压力传感器，设置在反应堆压力容器中且配置为感测反应堆冷却剂压力；和
反应堆控制系统，配置为响应于压力传感器所感测的、超过临界压力的反应堆冷却剂压力而关闭直接连接到RHR排出容器馈送装置的有源IIV。
5.如权利要求1所述的核岛，进一步包括：
液面高度传感器，设置在反应堆压力容器中且配置为感测反应堆冷却剂液面高度；
反应堆控制系统，配置为响应于压力传感器所感测的、低于临界反应堆冷却剂液面高度的反应堆冷却剂液面高度而关闭直接连接到下泄管线容器馈送装置的有源IIV。
6.一种核岛，包括：
核反应堆，包括核反应堆堆芯，所述核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料，所述反应堆压力容器具有专门将流动携带到核反应堆中的多个容器穿透件和将流动携带到核反应堆以外的至少一个容器穿透件；和
整体隔离阀(IIV)系统，包括：
多个无源IIV，其每一个包括构造在锻法兰中且不包括促动器的单向阀，且
一个或多个有源IIV，其每一个包括构造在锻法兰中且包括促动器的有源阀，
其中:
专门将流动携带到核反应堆中的每一个容器穿透件被无源IIV保护，所述无源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件，且
将流动携带到核反应堆以外的每一个容器穿透件被有源IIV保护，所述有源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
7.如权利要求6所述的核岛，其中将流动携带到核反应堆以外的每一个容器穿透件专门将流动携带到核反应堆以外。
8.如权利要求6所述的核岛，其中每一个有源IIV进一步包括用于促动器的手动后备装置。
9.如权利要求6所述的核岛，进一步包括：
紧急堆芯冷却(ECC)系统，其通过专门将流动携带到核反应堆且被无源IIV保护的容器穿透件连接到核反应堆，所述无源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
10.如权利要求6所述的核岛，进一步包括：
反应堆冷却剂存货和净化系统(RCIPS)，连接到核反应堆，以通过专门将流动携带到核反应堆中且被无源IIV保护的容器穿透件将冷却剂喷射到反应堆压力容器中，所述无源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
11.如权利要求10所述的核岛，其中RCIPS进一步连接到核反应堆，以通过专门将流动携带到核反应堆以外且被有源IIV保护的容器穿透件从反应堆压力容器提取冷却剂，所述有源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
12.如权利要求11所述的核岛，进一步包括：
残余热量去除(RHR)系统，具有：
入口，通过专门将流动携带到核反应堆以外且被有源IIV保护的容器穿透件连接到核反应堆，所述有源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件，和
出口，通过专门将流动携带到核反应堆中且被无源IIV保护的容器穿透件连接到核反应堆，所述无源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
13.如权利要求6所述的核岛，进一步包括：
残余热量去除(RHR)系统，具有：
入口，通过专门将流动携带到核反应堆以外且被有源IIV保护的容器穿透件连接到核反应堆，所述有源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件，和
出口，通过专门将流动携带到核反应堆且被无源IIV保护的容器穿透件连接到核反应堆，所述无源IIV的锻法兰直接连接到该容器穿透件。
14.如权利要求6所述的核岛，其中每一个无源IIV的单向阀允许在临界压力以上的流动进入反应堆压力容器，而阻止反向流动。
15.如权利要求6所述的核岛，其中每一个有源IIV的有源阀是常闭阀。
16.如权利要求6所述的核岛，其中至少一个有源IIV的有源阀配置为在促动器动力损失时被反应堆冷却剂压力关闭。
17.一种核岛，包括：
核反应堆，包括核反应堆堆芯，核反应堆堆芯包括设置在反应堆压力容器中的可裂变材料；
多个辅助系统，经由容器穿透件与核反应堆连通，其中每一个所述容器穿透件是将流体携带到核反应堆中的流体入口容器穿透件或是将流体携带到核反应堆以外的流体出口容器穿透件；和
整体隔离阀(IIV)系统，包括：
至少一个无源IIV，包括构造到锻法兰中且不包括促动器的单向阀，和
至少一个有源IIV，包括构造到锻法兰中且包括促动器的有源阀。其中:
每一个流体入口容器穿透件被无源IIV保护，所述无源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件，且
每一个流体出口容器穿透件被有源IIV保护，所述有源IIV的锻法兰直接连接到容器穿透件。
18.如权利要求17所述的核岛，其中多个辅助系统包括紧急堆芯冷却(ECC)系统和反应堆冷却剂存货和净化系统(RCIPS)。
19.如权利要求18所述的核岛，其中多个辅助系统进一步包括残余热量去除(RHR)系统。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111554425A (zh) * 2020-05-15 2020-08-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法
CN111819636A (zh) * 2017-12-29 2020-10-23 纽斯高动力有限责任公司 具有用于控制杆驱动机构的驱动马达的冷却腔室的核反应堆模块

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10460847B2 (en) * 2016-01-19 2019-10-29 Information Systems Laboratories, Inc. Gravity-based, non-invasive reactor system and method for coolant inventory monitoring
US10706973B2 (en) * 2017-05-02 2020-07-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Very simplified boiling water reactors for commercial electricity generation
US10867712B2 (en) * 2017-06-28 2020-12-15 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Isolation condenser systems for nuclear reactor commercial electricity generation
US11380451B2 (en) 2017-08-15 2022-07-05 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Depressurization and coolant injection systems for very simplified boiling water reactors
KR102021867B1 (ko) * 2017-09-20 2019-09-17 한국원자력연구원 냉각재상실사고 방지장치 및 이를 구비한 원자로
EP3984045A4 (en) 2019-06-14 2023-06-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC INTEGRATED PRESSURE VECTOR PENETRATIONS AND SYSTEMS AND METHODS OF USING AND FABRICATING THEREOF
CN111524623B (zh) * 2020-04-30 2022-02-22 中国核动力研究设计院 一种稳压器安全阀定值和排布方法

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1067133A (zh) * 1991-04-26 1992-12-16 三菱重工业株式会社 反应堆应急冷却液蓄液器
CN1080769A (zh) * 1992-06-24 1994-01-12 西屋电气公司 用无源安全系统缓解压水堆中蒸汽发生器管的破裂事故
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
CN101933099A (zh) * 2007-03-02 2010-12-29 阿海珐有限公司 在应急系统中使用纳米颗粒的核电站及相关方法
US20120243651A1 (en) * 2011-03-23 2012-09-27 Malloy John D Emergency core cooling system for pressurized water reactor
CN102737739A (zh) * 2011-04-15 2012-10-17 韩国原子力研究院 应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统
CN202549319U (zh) * 2012-02-29 2012-11-21 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全系统
US20140016734A1 (en) * 2012-07-13 2014-01-16 Korea Atomic Energy Research Institute Passive safety system of integral reactor

Family Cites Families (38)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE757493A (fr) * 1969-10-15 1971-03-16 Krupp Gmbh Fermeture de securite d'un passage menage dans un recipient sous pression en beton precontraint, en particulier pour un reacteur nucleaire
US3935063A (en) * 1973-11-28 1976-01-27 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Emergency heat removal system for a nuclear reactor
DE2417397A1 (de) 1974-04-09 1975-10-23 Kraftwerk Union Ag Druckwasserreaktor
US4113561A (en) * 1976-05-17 1978-09-12 Westinghouse Electric Corp. Valve arrangement for a nuclear plant residual heat removal system
US4576482A (en) 1979-09-07 1986-03-18 Diffracto Ltd. Electro-optical inspection
US4473528A (en) 1980-04-21 1984-09-25 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system
JPS5769293A (en) * 1980-10-17 1982-04-27 Hitachi Ltd Degasing system and method of nuclear reactor
EP0192662B1 (de) * 1984-09-05 1990-09-05 VECSEY, Georg Verfahren für die passive Weitergabe von Wärme aus Kernreaktoren und Einrichtung zum Betrieb dieses Verfahren
US4753771A (en) 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
US5106571A (en) 1989-03-20 1992-04-21 Wade Gentry E Containment heat removal system
US5049353A (en) 1989-04-21 1991-09-17 Westinghouse Electric Corp. Passive containment cooling system
US4986956A (en) 1989-11-27 1991-01-22 Stone & Webster Engineering Corporation Passive nuclear power plant containment system
US5202083A (en) * 1992-02-28 1993-04-13 Atomic Energy Of Canada Limited Passive shutdown cooling system for nuclear reactors
FR2690556B1 (fr) 1992-04-28 1994-10-07 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle du cÓoeur d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée.
US5268943A (en) 1992-06-24 1993-12-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system
US5276720A (en) 1992-11-02 1994-01-04 General Electric Company Emergency cooling system and method
US5282230A (en) 1992-11-25 1994-01-25 General Electric Company Passive containment cooling system
EP0667623A1 (en) 1994-02-14 1995-08-16 FINMECCANICA S.p.A. AZIENDA ANSALDO A system for passively dissipating heat from the interior of a nuclear reactor containment structure
US5577085A (en) * 1995-04-24 1996-11-19 General Electric Company Boiling water reactor with compact containment and simplified safety systems
CA2150275C (en) 1995-05-26 2008-10-14 Norman J. Spinks Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
US5684846A (en) * 1995-09-21 1997-11-04 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor plant having containment isolation
US5887043A (en) 1995-10-03 1999-03-23 Atomic Energy Of Canada Limited Energie Atomique Du Canad Passive emergency water system for water-cooled nuclear reactors
FR2832846B1 (fr) 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
JP2006138680A (ja) * 2004-11-10 2006-06-01 Toshiba Corp 非常用炉心冷却系
US8170173B2 (en) 2007-11-15 2012-05-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Passive emergency feedwater system
US8687759B2 (en) 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US9984777B2 (en) 2007-11-15 2018-05-29 Nuscale Power, Llc Passive emergency feedwater system
JP4592773B2 (ja) 2008-02-29 2010-12-08 株式会社東芝 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
KR101060871B1 (ko) 2009-04-29 2011-08-31 한국수력원자력 주식회사 원자로 비상노심냉각수 주입용 냉각덕트
US8867689B2 (en) 2011-02-15 2014-10-21 Nuscale Power, Llc Heat removal system and method for use with a nuclear reactor
KR101234570B1 (ko) * 2011-09-19 2013-02-19 한국원자력연구원 냉각재 상실사고 완화가 가능한 일체형 원자로 및 그 완화방법
US20130156143A1 (en) * 2011-12-14 2013-06-20 Billy E. Bingham Emergency core cooling system (eccs) for nuclear reactor employing closed heat transfer pathways
FR2985845B1 (fr) * 2012-01-18 2014-02-14 Dcns Module immerge de production d'energie electrique
US9460818B2 (en) * 2012-03-21 2016-10-04 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Low pressure reactor safety systems and methods
WO2013158713A1 (en) * 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Valve assembly with isolation valve vessel
US9748004B2 (en) 2012-06-13 2017-08-29 Westinghouse Electric Company Llc Combined core makeup tank and heat removal system for a small modular pressurized water reactor
US9275761B2 (en) 2012-06-13 2016-03-01 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
KR101389836B1 (ko) 2012-08-16 2014-04-29 한국원자력연구원 분리형 안전주입탱크

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1067133A (zh) * 1991-04-26 1992-12-16 三菱重工业株式会社 反应堆应急冷却液蓄液器
CN1080769A (zh) * 1992-06-24 1994-01-12 西屋电气公司 用无源安全系统缓解压水堆中蒸汽发生器管的破裂事故
US5426681A (en) * 1994-01-04 1995-06-20 General Electric Company Boiling water reactor with combined active and passive safety systems
CN101933099A (zh) * 2007-03-02 2010-12-29 阿海珐有限公司 在应急系统中使用纳米颗粒的核电站及相关方法
US20120243651A1 (en) * 2011-03-23 2012-09-27 Malloy John D Emergency core cooling system for pressurized water reactor
CN102737739A (zh) * 2011-04-15 2012-10-17 韩国原子力研究院 应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统
CN202549319U (zh) * 2012-02-29 2012-11-21 上海核工程研究设计院 用于核反应堆的多样化专设安全系统
US20140016734A1 (en) * 2012-07-13 2014-01-16 Korea Atomic Energy Research Institute Passive safety system of integral reactor

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111819636A (zh) * 2017-12-29 2020-10-23 纽斯高动力有限责任公司 具有用于控制杆驱动机构的驱动马达的冷却腔室的核反应堆模块
CN111554425A (zh) * 2020-05-15 2020-08-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法
CN111554425B (zh) * 2020-05-15 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂极小破口失水事故应对方法

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CA2956018A1 (en) 2016-01-28

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Chun et al. Safety evaluation of small-break LOCA with various locations and sizes for SMART adopting fully passive safety system using MARS code
Marcel et al. CAREM-25: A Safe Innovative Small Nuclear Power Plant
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Singh et al. On the Thermal-Hydraulic Essentials of the H oltec I nherently S afe M odular U nderground R eactor (HI-SMUR) System
Ham et al. RCD success criteria estimation based on allowable coping time
Tong et al. Safety evaluation of the modified auxiliary feedwater system for the Chinese improved PWR
Lee et al. Analysis of multiple spurious operation scenarios for decay heat removal function of CANDU reactors
Yan et al. Performance analysis of the SPRHRS for the 1000 MWe class PWR in coping with station black out
Ebersole et al. An integrated safe shutdown heat removal system for light water reactors
Ragheb Three Mile Island Accident
Song et al. A Simulation for PHTS Response in PHWR Severe SGTR Accident
Leoncini et al. Design of a Decay Heat Removal System for EFIT Plant
Erlenwein et al. Assessment of Safety-Relevant Aspects of Kraftwerk Union’s 200-MW (thermal) Nuclear District Heating Plant Concept
Ha et al. Considerations on Fail Safe Design for Design Basis Accident (DBA) vs. Design Extension Condition (DEC): Lesson Learnt from the Fukushima Accident
KONVOIPWR TECHNICAL INFORMATION ON DESIGN FEATURES
Kovacs et al. The Nuclear Power Plant with WWER440 Reactors
Shaha et al. Concept Design, Application and Risk Assessment of New Forced Safety Injection Tank for Station Blackout Accident Scenario

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