CN109273104B - 核电站稳压器及其水封装置 - Google Patents

核电站稳压器及其水封装置 Download PDF

Info

Publication number
CN109273104B
CN109273104B CN201811476988.3A CN201811476988A CN109273104B CN 109273104 B CN109273104 B CN 109273104B CN 201811476988 A CN201811476988 A CN 201811476988A CN 109273104 B CN109273104 B CN 109273104B
Authority
CN
China
Prior art keywords
safety
safety valve
water seal
voltage stabilizer
nuclear power
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.)
Active
Application number
CN201811476988.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN109273104A (zh
Inventor
李权柄
冉小兵
周鹏
任红兵
傅冠桦
梁国珍
黄晓杰
周子乐
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Engineering Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201811476988.3A priority Critical patent/CN109273104B/zh
Publication of CN109273104A publication Critical patent/CN109273104A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN109273104B publication Critical patent/CN109273104B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/09—Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
    • 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
    • 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

本发明提供了一种核电站稳压器水封装置，其包括：上封头本体，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层和位于稳压器外侧的保温层；以及贯穿上封头本体倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管，稳压器安全阀接管设有安全端，安全端的一端设有位于稳压器安全阀内的热套管，另一端与稳压器安全阀的工艺管道连接；其中，安全端设有向下倾斜延伸进入稳压器内的弯管，弯管的末端在高度方向上位于弯管上内侧壁最低点的上方。相对于现有技术，本发明采用带热套管的稳压器安全阀接管安全端和弯管连接的水封结构，利用饱和水蒸汽通过稳压器安全阀、稳压器安全阀接管和安全端放热冷凝实现水密封，可防止氢气泄漏，且结构简单、制造方便。

Description

核电站稳压器及其水封装置
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稳压器及其水封装置。
背景技术
稳压器是核电站中的重要压力安全设备，主要作用是对一回路主系统进行压力和容积的调节和控制，以保证一回路主系统压力边界的完整性。
氧含量的增加会加速金属的化学反应速率，为了减缓一回路的水及水中杂质与金属的化学反应速率，需要控制一回路中的氧含量。在核电机组正常运行时，一般通过向容控箱中充入氢气，使得一回路中水中的氢达到一定的浓度，以抑制水辐照生成氧，从而减缓一回路的水及水中杂质与金属的化学反应速率。为了避免一回路的氢气通过稳压器安全阀泄漏，需在稳压器安全阀设置水封以避免氢气泄漏。
现有的水封装置采用U型管冷水封结构，U型管冷水封结构位于稳压器上封头与安全阀相连的工艺管道上。在稳压器启动和运行期间，稳压器内的饱和水蒸汽在U型管冷水封结构内冷凝，当冷凝水液面高于U型管内壁上表面的最低点，水密封建立完成。稳压器水封装置可以有效减少稳压器内汽相空间中氢气的泄漏。但是，U型管冷水封结构位于稳压器上封头外部，内部冷凝水温度低，当稳压器安全阀开启后，安全阀下游的排放管线将承受较高的水力载荷，同时U型管冷水封结构将占用较多的布置空间。
有鉴于此，实有必要提供一种新型的核电站稳压器及其水封装置，以克服以上缺陷。
发明内容
本发明的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种核电站稳压器及其水封装置。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站稳压器水封装置，其包括：
上封头本体，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层和位于稳压器外侧的保温层；以及
贯穿上封头本体倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管，稳压器安全阀接管设有安全端，安全端的一端设有位于稳压器安全阀内的热套管，另一端与稳压器安全阀的工艺管道连接；
其中，安全端设有向下倾斜延伸进入稳压器内的弯管，弯管的末端在高度方向上位于弯管上内侧壁最低点的上方。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述保温层的厚度为280mm-300mm。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述稳压器安全阀的工艺管道与稳压器安全阀接管的安全端通过焊缝连接。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述稳压器安全阀接管和安全端至少部分延伸出保温层。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述安全阀的工艺管道、稳压器安全阀接管和安全端至少共有480mm延伸出保温层。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述稳压器安全阀接管和安全端通过焊缝连接，所述稳压器安全阀接管和上封头本体通过焊缝连接。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述稳压器安全阀接管与安全端的热套管之间设有若干个凸台。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述凸台与热套管整体机加工成型，或焊接在热套管上。
作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述凸台焊接在稳压器安全阀接管上。
此外，本发明还提供了一种核电站稳压器，其包括前述核电站稳压器水封装置。
相对于现有技术，本发明提供的核电站稳压器水封装置具有以下优点：
采用带热套管的稳压器安全阀接管安全端和弯管连接的水封结构，利用饱和水蒸汽通过稳压器安全阀、稳压器安全阀接管和安全端放热冷凝实现水密封，可防止氢气泄漏，且结构简单、制造方便。
可形成高温水密封，水封系统内的冷凝水温度较高，能够有效降低安全阀开启后，安全阀下游排放管线承受的水力载荷。
热套管可减少流体温差带来的疲劳影响，热套管和弯管型式的水封结构容积较小，可快速形成水封。
带热套管的稳压器安全阀接管安全端和弯管位于稳压器上封头本体内侧，可节省稳压器外部的布置空间。
凸台可对热套管起到有效支撑作用。
附图说明
以下结合附图和具体实施方式，对本发明核电站稳压器水封装置及其技术效果进行详细说明，其中：
图1为本发明提供的核电站稳压器水封装置的结构示意图。
图2为图1所示的核电站稳压器水封装置中安全端和弯管的结构示意图。
图3为图1所示的核电站稳压器水封装置进行水封时的示意图。
图4为图1所示的核电站稳压器水封装置水封完成的示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案和有益技术效果更加清晰明白，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，并不是为了限定本发明。
请参阅图1至图4所示，本发明提供了一种核电站稳压器水封装置，其包括：
上封头本体10，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层100和位于稳压器外侧的保温层102；以及
贯穿上封头本体10倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管20，稳压器安全阀接管20设有安全端200，安全端200的一端设有位于稳压器安全阀内的热套管202，另一端与稳压器安全阀的工艺管道30连接；
其中，安全端200连接有向下倾斜延伸进入稳压器内的弯管40，且弯管40的末端在高度方向上位于弯管40上内侧壁最低点的上方。
在图示实施方式中，稳压器安全阀不设置保温，保温层102的厚度为280mm-300mm。稳压器安全阀接管20和安全端200至少部分延伸出保温层102。例如，根据本发明的一个实施方式，安全阀的工艺管道30、稳压器安全阀接管20和安全端200至少共有480mm延伸出保温层。
在图示实施方式中，安全阀的工艺管道30与稳压器安全阀接管20的安全端200通过对接焊缝连接，稳压器安全阀接管20和安全端200通过对接焊缝连接，稳压器安全阀接管20和上封头本体10通过对接焊缝连接。
请特别参阅图2所示，稳压器安全阀接管20与安全端200的热套管200之间设有若干个凸台204。凸台204的设置方式没有特别的限制，例如，凸台204与热套管202可以整体机加工成型，或焊接到带热套管202的安全端200上，凸台204还可以焊接在稳压器安全阀接管20上。在图示实施方式中，围绕热套管200均匀设有四个凸台204。
请一并参阅图3和图4所示，本发明提供的核电站稳压器水封装置的工作原理如下：
当稳压器启动时，稳压器内高温高压的饱和水蒸汽通过部分未覆盖保温层102的安全阀的工艺管道30、稳压器安全阀接管20和安全端200对外部环境进行热传导和热辐射；
水封系统内的部分饱和水蒸汽冷凝并先后经过稳压器安全阀接管安全端200和稳压器安全阀接管20滴入弯管40内。当冷凝水液面漫过弯管40上内侧壁表面的最低点，且水封系统进出口液面出现高度差，说明水密封已经建立。
水密封的建立隔开了稳压器汽相空间与稳压器安全阀之间的连接，防止稳压器内的氢气通过稳压器安全阀对外界排放。由于水封系统内的冷凝水由高温高压饱和水蒸汽冷凝形成，且与稳压器高温汽相空间相连，使得水封系统内冷凝水温度较高，在稳压器正常运行期间，水封系统内冷凝水的温度与稳压器汽相空间温差小于30℃，能够有效降低安全阀开启后下游排放管线承受的水力载荷。
此外，本发明还提供了一种核电站稳压器，其包括上述任意一个实施例描述的核电站稳压器水封装置。
相对于现有技术，本发明提供的核电站稳压器水封装置具有以下优点：
采用带热套管202的稳压器安全阀接管安全端200和弯管40连接的水封结构，利用饱和水蒸汽通过稳压器安全阀、稳压器安全阀接管20和安全端200放热冷凝实现水密封，可防止氢气泄漏，且结构简单、制造方便。
可形成高温水密封，水封系统内的冷凝水温度较高，能够有效降低安全阀开启后，安全阀下游排放管线承受的水力载荷。
采用的热套管202可减少流体温差带来的疲劳影响，热套管202和弯管40型式的水封结构容积较小，可快速形成水封。
带热套管202的稳压器安全阀接管安全端200和弯管40位于稳压器上封头本体10内侧，可节省稳压器外部的布置空间。
凸台204可对热套管202起到有效支撑作用。
根据上述原理，本发明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)

1.一种核电站稳压器水封装置，其特征在于，包括：
上封头本体，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层和位于稳压器外侧的保温层；以及
贯穿上封头本体倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管，稳压器安全阀接管设有安全端，安全端的一端设有位于稳压器安全阀内的热套管，另一端与稳压器安全阀的工艺管道连接；
其中，安全端设有向下倾斜延伸进入稳压器内的弯管，弯管的末端在高度方向上位于弯管上内侧壁最低点的上方。
2.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述保温层的厚度为280mm-300mm。
3.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述稳压器安全阀的工艺管道与稳压器安全阀接管的安全端通过焊缝连接。
4.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述稳压器安全阀接管和安全端至少部分延伸出保温层。
5.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述安全阀的工艺管道、稳压器安全阀接管和安全端至少共有480mm延伸出保温层。
6.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述稳压器安全阀接管和安全端通过焊缝连接，所述稳压器安全阀接管和上封头本体通过焊缝连接。
7.根据权利要求1所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述稳压器安全阀接管与安全端的热套管之间设有若干个凸台。
8.根据权利要求7所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述凸台与热套管整体机加工成型，或焊接在热套管上。
9.根据权利要求7所述的核电站稳压器水封装置，其特征在于：所述凸台焊接在稳压器安全阀接管上。
10.一种核电站稳压器，其特征在于，包括权利要求1-9中任意一项所述的核电站稳压器水封装置。
CN201811476988.3A 2018-12-05 2018-12-05 核电站稳压器及其水封装置 Active CN109273104B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811476988.3A CN109273104B (zh) 2018-12-05 2018-12-05 核电站稳压器及其水封装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811476988.3A CN109273104B (zh) 2018-12-05 2018-12-05 核电站稳压器及其水封装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN109273104A CN109273104A (zh) 2019-01-25
CN109273104B true CN109273104B (zh) 2020-06-05

Family

ID=65186917

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811476988.3A Active CN109273104B (zh) 2018-12-05 2018-12-05 核电站稳压器及其水封装置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109273104B (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112648410A (zh) * 2019-10-11 2021-04-13 中广核工程有限公司 核电站稳压器水封装置
CN110828005B (zh) * 2019-11-08 2023-09-08 中广核工程有限公司 核电站稳压器防热冲击套管组件

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN205104238U (zh) * 2015-10-23 2016-03-23 中科华核电技术研究院有限公司 内置式蒸汽稳压器
CN205177413U (zh) * 2015-11-18 2016-04-20 深圳中广核工程设计有限公司 核电站用稳压器
CN105654994A (zh) * 2014-12-01 2016-06-08 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆的稳压器
CN105679381A (zh) * 2016-03-25 2016-06-15 上海核工程研究设计院 一种核电稳压器
CN106328216A (zh) * 2016-08-30 2017-01-11 中广核工程有限公司 核电站稳压器水封装置及核电站稳压器

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20090141850A1 (en) * 2007-12-04 2009-06-04 Westinghouse Electric Company, Llc Pressurized water reactor pressurizer heater sheath

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105654994A (zh) * 2014-12-01 2016-06-08 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆的稳压器
CN205104238U (zh) * 2015-10-23 2016-03-23 中科华核电技术研究院有限公司 内置式蒸汽稳压器
CN205177413U (zh) * 2015-11-18 2016-04-20 深圳中广核工程设计有限公司 核电站用稳压器
CN105679381A (zh) * 2016-03-25 2016-06-15 上海核工程研究设计院 一种核电稳压器
CN106328216A (zh) * 2016-08-30 2017-01-11 中广核工程有限公司 核电站稳压器水封装置及核电站稳压器

Also Published As

Publication number Publication date
CN109273104A (zh) 2019-01-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN109273104B (zh) 核电站稳压器及其水封装置
CN100594330C (zh) 直流锅炉
CN106328216B (zh) 核电站稳压器水封装置及核电站稳压器
CN203298648U (zh) 一种聚四氟乙烯管式空气预热器
WO2014048293A1 (zh) 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
CN112086211B (zh) 用于模拟锆合金包壳二次氢脆现象的实验装置及实验方法
CN219976361U (zh) 一种以液态金属为工质的上升管换热系统
CN209645716U (zh) 一种带辅热功能的临界态二氧化碳灭火设备
KR101224024B1 (ko) 피동보조 급수계통 및 재장전 수조탱크를 이용한 경수로의 피동 격납용기 냉각계통
CN209540847U (zh) 一种燃气低压超高温水蒸汽发生装置
WO2020113483A1 (zh) 核电站稳压器及其水封装置
CN112648410A (zh) 核电站稳压器水封装置
CN209500823U (zh) 一种蒸馏釜保温加热结构
CN209495001U (zh) 一种截止阀
CN215568906U (zh) 热工实验装置一回路安全阀组件
CN220601796U (zh) 热载体锅炉降温系统
CN213148698U (zh) 一种材料耐气体腐蚀性试验装置
CN217262161U (zh) 一种非承压密封热水罐及其安全节能排气装置
CN217057481U (zh) 双壁传热管直流蒸汽发生器
CN203053012U (zh) 一种防止排气时喷油的导热油循环系统
CN220582777U (zh) 一种新型太阳能热管式热水器
CN201053667Y (zh) 高温取热炉炉体的冷却装置
CN212338896U (zh) 一种强度高的工业切割天然气加工用罐体
CN117308612A (zh) 还原炉自然循环冷却系统
CN213019563U (zh) 一种内循环余热回收装置

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant