CN1067133A - 反应堆应急冷却液蓄液器 - Google Patents
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Abstract
本发明的目的是使蓄液器在某一适当时机减压,
以防止所蓄气体流入反应堆系统。该目的以如下方
式实现:如果反应堆系统发生意外事故使其压力下
降,则在蓄液器本体11内的所蓄水19在所蓄气体
18的压力作用下,通过蓄液器排水通道12和单向阀
13注入反应堆系统以冷却堆芯。同时,蓄液器本体
11内的所蓄水19通过调节器21的低入口21c切向
进入降压涡流调节器本体21形成旋涡。由于旋涡
增大了阻力,故减小了从蓄液器本体11经减压涡流
调节器21流向排气通道22的排水量。
Description
本发明一般涉及到核电站中用于反应堆芯应急冷却系统中的反应堆应急冷却液蓄液器,并特别是涉及加压轻水反应堆(PWR)中所用的典型的反应堆应急冷却液蓄液器。
典型的通常使用的反应堆芯应急冷却系统,包括有各种输水管线和例如阀,用硼酸处理过的水的贮水箱、管子、泵、喷嘴等结构件。
在反应堆应急冷却液蓄液器中,蓄存箱容纳有受到例如是氮气的加压气体的压力的用硼酸处理过的水。该反应堆应急冷却液蓄液器是包括在上述应急堆芯冷却系统中的最为人熟知的结构件。图10中示出一般的典型蓄液器。图中水箱1通过带有单向阀3的注水通道2与主反应堆冷却回路(未示出)相连通。蓄液器水箱1在其上部又通过带有开关阀5的进气通道4与压力气源相连通。例如是氮气的压力气体在阀5开启时,被导入上部的气体正压室8,而在核电站正常运行时阀5保持关闭以维持水箱1内部处于某一预定的加压状态。
另一方面,例如是用硼酸处理过的水的反应堆应急冷却液在补水阀7开启时通过进水通道6供入水箱1,并且,在核电站正常运行时所蓄的含硼水9处于前述的压力状态下。
在正常运行状态下,蓄液器水箱1中的压力保持在某一预定的低于主反应堆冷却回路中的压力的压力值,以保持单向阀3处于关闭状态。
如果初级冷却回路,例如由于可以想见的偶然事故,主冷却回路中的压力即下降而使得单向阀3开启发生泄漏或破损。在这种意外情况下,水箱1中的所蓄水9受到加压氮气的压力,通过注水通道12被驱入主冷却回路而使得处于与该回路相连的反应堆堆芯压力容器中的核芯得以冷却。
从而,当所蓄的水9连续地流出水箱时,水平面9随着气体膨胀而下降,气体的压力也同时降低。这时候所希望的是,保持气体的压力尽可能地高一些,以使剩余的水在水9的水平面接近水箱1的底部与注水通道12的入口时仍能被注入回路而不致于滞留。但在此存在着危险,即部分气体随着水流一起流出,而使核芯的冷却受到不良影响。
本发明的目的是提供一种反应堆应急冷却液蓄液器,其中所有的所蓄反应堆冷却液被可靠地供入主反应堆冷却回路而不伴随有气体。
本发明的另一个目的是提供一种反应堆应急冷却液蓄液器,它可以在相对高的压力下提供反应堆应急冷却液,并在注射反应堆冷却液的最终阶段的某一恰当时机,将所蓄气体排出。
本发明的另一个目的是提供一种反应堆应急冷却液蓄液器,其中所蓄的压力气体可以在某一最佳时刻释放,而不致有任何的滞留和(/或)过早释放。
根据上述目的,按本发明的反应堆应急冷却液蓄液器,应包括有可容纳例如是用硼酸处理过的反应堆冷却液以及例如是氮气的加压气体的蓄存箱,并带有可在特定时机开启,向蓄存箱外排气的气流调节器。气体调节器在用硼酸处理过的水注入主反应堆冷却回路的最终阶段开启。向蓄存箱外排出所蓄气体以防气体与水一起流入冷却回路。由于气体调节器的存在,所蓄气体的最初压力可以设定相对高的值。故能可靠地将用硼酸处理过的水驱入主反应堆冷却回路,并供至核芯。
按照本发明的一个最佳实施例,用一个涡流二极管作为气流调节器。如本专业的普通技术人员所熟知的,涡流二极管具有一个限定一个旋涡室的外壳,一个与设置在蓄存箱外的排气通道相联系的中心开口,通过一立管在水平面以上开有一个进气口,以及一个通常开在水平面以下的进水口。
当进水口处于水平面以下时,水流通过进水口流入外壳而进气口被水的涡流所闭塞。另一方面,注水时,水平面降至进水口以下的时候,不再有水流入外壳,故进气口与中心开口连通。这样所蓄气体在预定的水平面高度被排出,而不再需要任何控制装置或其他设备。
附图简介:
图1,是使用本发明的核反应堆系统的概图。
图2,是本发明的蓄液器一个实施方式的纵剖面图。
图3,是减压旋涡调节器的侧视图。
图4,是减压旋涡调节器的正视图。
图5,是减压旋涡调节器的正剖面图,并示出当所蓄气体流入其中时的运行状况。
图6,是减压旋涡调节器的正剖面图,并示出当所蓄气体流入其中时的运行状况。
图7,是图2所示的蓄液器的运行状态的曲线示意图。
图8,是本发明的蓄液器的另一实施例的纵剖面图。
图9,是用于描述图8中所示的蓄液器的运行状态的曲线图。
图10,是传统的蓄液器的某一实施例的纵剖面图。
本发明的实施方式,将对照附图加以描述。
图1概要示出包括按本发明的应急反应堆冷却液蓄液器(ACC)10的用于加压轻水反应堆的反应堆芯冷却系统(RCS)30。位于反应堆槽31内的核芯32,由流经冷却支管34及反应堆冷却液泵33的反应堆冷却液加以冷却。反应堆冷却液从冷却液嘴下行至下导管35,在低压室36处,转向上方流入核32。在该处,反应堆冷却液使核芯32冷却。然后,反应堆冷却液流向热支管37。
反应堆冷却液从热支管37流向蒸汽发生器38。冷却液经过许多热交换管39,将供入管际空间的补给水40予以加热。然后,反应堆冷却液流入管道41,再回至反应堆冷却液泵33。
在反应堆的操作过程中,反应堆冷却液的流动如上所述。该流动所需压力通常由增压器43加以适当维持。该增压器中有加热器和喷嘴。
该冷却液注流管12安装在一蓄存器10的箱11的底部,并通过一单向阀与主反应堆冷却回路的冷却支管34连接。一高压注流系统45和一低压注流系统46,它们组成了一个复式应急冷却系统,并且也都被连接到冷却剂注流管12上。
高压注流系统45与低压注流系统46分别带有高压喷射泵48和低压喷射泵49,并且与图中未示出的应急冷却贮水箱连通。在水箱11中的应急冷却液与在贮水箱中的应急冷却水通过都是轻水,它们在冷却液减损的事故中以上述方式被注入。反应堆冷却液同样是轻水。
图2,是蓄液器10的结构详图。
实施的蓄液器,参照图2至图6加以描述。参照标号11指示蓄液器本体,12指示所蓄水通向反应堆系统(未示)的流出通道,13指示所蓄水流出通道12半路上所安装的单向阀,14指示进气通道,15指示位于进气通道14半路上安装的进气阀,16指示所蓄水的流入通道,17指示在所蓄水流入通道半路上安装的所蓄水进液阀,18指示在蓄液器本体11内的所蓄气体(加压气体,如氮气),而19则指示在蓄液器本体11内的所蓄水。
标号21指一降压涡流调节器,它是本发明的重要特征,该调节器安装在蓄存本体11中。该降压涡流调节器包括一个降压涡流调节器体部21a,一个顶部入口21b,一个下部入口21c和一个气体出口21d。
标号22指和降压旋涡调节器的排气口21d相连的排气通道。排气阀23安置在排气通道22半路上的相互平行的分支通道上。
下面,就对图2至图6所示的蓄液器的操作加以详述。
蓄液器本体11内包含有所蓄气体18和所蓄水19。蓄液器本体11内的压力与反应堆系统的压力相比,后者压力较高,并且蓄液器借助于单向阀与反应堆系统隔绝。
如果在反应堆系统的突发事故中,反应堆系统的压力下降,蓄液器本体11内的所蓄水受到所蓄气体18的压力,经单向阀13,通过所蓄水流出通道12,注入反应堆系统,使反应堆芯得到冷却。
在此过程中,在蓄液器本体11内的所蓄水19沿图5中的实心箭头所示的切线方向,通过下部入口21c进入降压涡流调节器体部21a,从而形成涡流。由于涡流引起的阻力增加,减少了通过降压涡流调节器21从蓄液器体部11流向气体排放通道22的水的排放量。而实质上,所蓄气体并没有被排出。那么被排放的水也就没有任何效用。因此,设计方案要尽量减少这种水的排放量。
在蓄液器体部11内的所蓄气体18发生膨胀,其作用也随所蓄水19的流注而终了。当所蓄水19的平面降低到如图6所示的降压涡流调节器21的下部进口21c以下时,所蓄气体18通过上部入口21b与下部入口21c进入降压涡流调节器体部21a。两个进口进入的气体合并在一起,通过排气口21d和排气通道22,从反应堆系统被排出去。
图2指示的实施方式是,当所蓄水19的水平面下降至降压涡流调节器21的下部进口21c时,所蓄水19注入堆芯的特性曲线产生变化(参见图7)。
图8指示的本发明的另一个实施方式。如图所见,反应堆芯冷却系统(RCS)的结构与前述的方式是相同的,故在此略去对其的描述。
本方式的蓄液器(ACC)50和图1、图2中所示的蓄液器10的构造是相同的,只不过前者在冷却液注射管12的入口处增设了一个涡流二极管。由于两者间类似的零件标号也基本相同,故不在此再作叙述。
在图8中,详细示出了蓄液器50的结构,涡流二极管51的外壳51a上的中心排液管51d与注射管12的入口处相连,而立管51b从外壳51a向上延伸使其开口高于气流调节器21。涡流入口51c位于相对低处。该涡流二极管提供了一条应急冷却液多级流注特性曲线,即用硼酸处理过的水19可符合于下述的需求:如,当冷却液漏失事故发生时,大量的用硼酸处理过的水在流注开始时即被注入,以使暴露的核芯32再次被水包围;但在核芯被水包裹后,有时需要以低流率长时期地提供含硼水,以添补冷却液来弥补水在破裂处的泄漏。
蓄液器50的操作将参照图8和图9予以讲解。在反应堆正常运行时,用硼酸处理过的水19由进水通道16提供,以维持预定的液面高度。同时,氮气由进气通道14供入气体正压室18,以维持压力处于某预定值。这时候,在排气通道22上的排气阀23关闭。在此条件下,当发生事故时,如热支管37破裂,冷却液从该处流出造成堆芯冷却系统30的压力下降至低于水箱11的压力,而压力差的变化使单向阀13打开。用硼酸处理过的水19通过注射管12注入冷支管34,以冷却核芯32。此刻,排气阀23开启,但水流通过一本身为涡流流体二极管的气流调节器21的下部入口21c时,在外壳21a中产生旋涡,从而切断了排气通道22和立管21b间的联系。
在涡流二极管51中,用硼酸处理过的水从立管51b和涡流入口51c两处流入涡流二极管,因此,在外壳51a中没有旋涡发生,从而使得水流流率相对较高。
图9是显示蓄液器中的压力P1和堆芯冷却系统压力P2及向堆芯冷却系统注射的用硼酸处理过的水的流率Q的变化。前述情况在图9中标记为“阶段I”。
当用硼酸处理过的水19的液面降低到立管51b的顶端开口以下时,不再有水流通过立管51b流入涡流二极管51,而水仅从涡流入口51c流入涡流二极管51。所以,在外壳51a中产生旋涡,由于旋涡而增加的阻力,导致了注入流率Q。
在气流调节器21内的情况没有改变,仅有少量的水流经排气通道22,且氮气并未排出。用作气流调节器21的涡流流体二极管设计成,使水的排放量为极小。这一状态用“阶段Ⅱ”标记。
当用硼酸处理过的水19的水平面降低到涡流流体二极管21的下部入口21c以下时,如前述不再有旋涡产生,故立管21b与排气通道22连通。所以在水箱11内的压缩氮气18;开始通过排气通道22排出,促进了内压力P1的降低。结果使堆芯冷却系统中的内压力P1和P2间的压差减少。因此,将用硼酸处理过的水19排出的压力降低,并使得注入流率Q也进一步下降,这一情况在图9中被标记为“阶段Ⅲ”。
这样,当用硼酸处理过的水19的残余部分从涡流二极管51中流出时,气体的压力也降低了,气体也就不再与水一起流入注射管12。
在图8所示的实施方式中,排流涡流调节器51位于蓄液器本体11的下部。当所蓄水19的水平面降至排流涡流调节器51的下部入口51c以下或减压涡流调节器21的下部入口21c以下时,所蓄水19向芯部注射的特性曲线会发生改变。
即使排气阀23由于设备的损坏或误动作而开启,那么旋涡的发生,其产生的阻力降低了从降压涡流二极管21流向排气通道22的水的排放量。所以对损坏的检查和阀门的关闭,都可以在不停机而补充流失的水的同时进行。如此整体设备的运行率也就增加了。
在本发明的蓄液器中,如果反应堆系统中出现事故和反应堆系统的压力下降,蓄液器本体内的由所蓄气体加压的所蓄水,即经所蓄水出液口和单向阀排至堆芯使其冷却。同时,在蓄液器本体内的所蓄水被通过降压涡流调节器的下部入口在切线方向上被导入调节器本体,形成旋涡。由于旋涡而增加的阻力减少了从蓄液本体经降压涡流调节器向排气通道的排水量。当所蓄水的水平面降至减压涡流调节器的下部入口以下时,所蓄气体通过顶端入口和下部入口进入降压涡流调节器,本体通过出气口和排气通道,从反应堆系统排出。所以蓄液器可在某适当时机减压,从而防止所蓄气体流入反应堆系统。
Claims (3)
1、反应堆应急冷却液蓄液器,包括一在其底部具有冷却液流注管的蓄存箱,该冷却液流注管具有一个单向阀并与主反应堆冷却回路相连接,其特征在于该蓄存箱具有一气流调节器,后者与设置在该箱外部的排气通道相连。
2、正如权利要求1所述的反应堆应急冷却液蓄液器,其中气流调节器是一涡流流体二极管。
3、正如权利要求1所述的反应堆应急冷却液蓄液器,其特征在于蓄存箱进一步包括一涡流流体二极管,后者具有一开口在该箱外上方的立管与一低进液口,并和冷却液流注通道相连接。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP97272/91 | 1991-04-26 | ||
JP3097272A JP2909247B2 (ja) | 1991-04-26 | 1991-04-26 | 蓄圧器 |
US07/965,951 US5309488A (en) | 1991-04-26 | 1992-10-26 | Emergency reactor coolant accumulator |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1067133A true CN1067133A (zh) | 1992-12-16 |
CN1031609C CN1031609C (zh) | 1996-04-17 |
Family
ID=26438454
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN92103986A Expired - Lifetime CN1031609C (zh) | 1991-04-26 | 1992-04-25 | 反应堆应急冷却液蓄液器 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5309488A (zh) |
EP (1) | EP0511016B1 (zh) |
JP (1) | JP2909247B2 (zh) |
CN (1) | CN1031609C (zh) |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
CN101675482B (zh) * | 2006-11-28 | 2012-12-19 | 三菱重工业株式会社 | 蓄压器注水罐和制造缓流器的方法 |
CN103620692A (zh) * | 2011-05-11 | 2014-03-05 | 阿海珐公司 | 具有在发生事故时注射纳米颗粒的装置的核反应器 |
CN106409352A (zh) * | 2016-10-31 | 2017-02-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
CN106537513A (zh) * | 2014-07-22 | 2017-03-22 | BWXT m动力股份有限公司 | 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 |
CN106663477A (zh) * | 2014-05-05 | 2017-05-10 | 阿斯瓦德因特公司 | 用于压力容器的被动减压系统 |
CN111276268A (zh) * | 2020-02-28 | 2020-06-12 | 西安交通大学 | 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法 |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5434201A (en) * | 1994-07-29 | 1995-07-18 | National Starch And Chemical Investment Holding Corporation | Process for production of starch based hot melt adhesives |
US5519743A (en) * | 1994-09-02 | 1996-05-21 | Westinghouse Electric Corporation | Primary coolant system of a nuclear power plant for providing coolant to a primary loop |
DE19653526C1 (de) * | 1996-12-20 | 1998-06-10 | Siemens Ag | Druckhalter mit Sprühvorrichtung |
KR100556288B1 (ko) * | 2003-07-16 | 2006-03-03 | 한국원자력연구소 | 피동형 유량조절기구용 기체 누출 방지장치를 구비한차세대 안전주입탱크 |
DE102005013791B3 (de) * | 2005-03-24 | 2006-06-08 | Zweckverband Landeswasserversorgung | Vorrichtung zur Druckstosssicherung in einem Rohrleitungssystem |
US7881421B2 (en) | 2006-11-28 | 2011-02-01 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Accumulator |
KR100945019B1 (ko) | 2008-05-08 | 2010-03-05 | 한국원자력연구원 | 중력구동 유량제어기를 구비한 안전주입탱크 |
US8559584B2 (en) * | 2010-12-20 | 2013-10-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor automatic depressurization system |
JP6081127B2 (ja) * | 2011-11-11 | 2017-02-15 | 株式会社東芝 | 原子炉水位計の水張り設備 |
KR101373676B1 (ko) * | 2012-08-03 | 2014-03-13 | 한국원자력연구원 | 분리된 질소탱크로 가압되는 질소가스탱크 분리형 안전주입탱크 시스템 |
US11373768B2 (en) * | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
JP6614991B2 (ja) * | 2016-02-09 | 2019-12-04 | 三菱重工業株式会社 | フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備 |
US10354763B2 (en) | 2015-12-07 | 2019-07-16 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Piping enhancement for backflow prevention in a multiple loop, metal cooled nuclear reactor system |
JP6650776B2 (ja) | 2016-02-09 | 2020-02-19 | 三菱重工業株式会社 | フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備 |
CN115440399A (zh) * | 2022-09-16 | 2022-12-06 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于新型安注箱的多几何参数组合研究的阻尼器试验本体结构 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3865688A (en) * | 1970-08-05 | 1975-02-11 | Frank W Kleimola | Passive containment system |
GB1472252A (en) * | 1973-04-25 | 1977-05-04 | Nuclear Power Co Ltd | Protective arrangements for cooling systems |
CA1027679A (en) * | 1973-07-31 | 1978-03-07 | Walter E. Desmarchais | Emergency core cooling system for a nuclear reactor |
SE411972B (sv) * | 1973-11-20 | 1980-02-11 | Kraftwerk Union Ag | Anordning for nodkylning av tryckvattenreaktorer |
FR2504305B1 (fr) * | 1981-04-17 | 1985-06-21 | Framatome Sa | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US5085825A (en) * | 1991-05-03 | 1992-02-04 | General Electric Company | Standby safety injection system for nuclear reactor plants |
-
1991
- 1991-04-26 JP JP3097272A patent/JP2909247B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1992
- 1992-04-24 EP EP92303740A patent/EP0511016B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1992-04-25 CN CN92103986A patent/CN1031609C/zh not_active Expired - Lifetime
- 1992-10-26 US US07/965,951 patent/US5309488A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101675482B (zh) * | 2006-11-28 | 2012-12-19 | 三菱重工业株式会社 | 蓄压器注水罐和制造缓流器的方法 |
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 |
CN102737739B (zh) * | 2011-04-15 | 2015-12-09 | 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 |
CN103620692A (zh) * | 2011-05-11 | 2014-03-05 | 阿海珐公司 | 具有在发生事故时注射纳米颗粒的装置的核反应器 |
CN106663477A (zh) * | 2014-05-05 | 2017-05-10 | 阿斯瓦德因特公司 | 用于压力容器的被动减压系统 |
CN106663477B (zh) * | 2014-05-05 | 2019-06-04 | 阿斯瓦德因特公司 | 用于核反应堆压力容器的被动减压系统 |
CN106537513A (zh) * | 2014-07-22 | 2017-03-22 | BWXT m动力股份有限公司 | 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 |
US10529458B2 (en) | 2014-07-22 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection |
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CN106409352B (zh) * | 2016-10-31 | 2018-05-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
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