CN114360751A - 一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，涉及浮动堆专设安全设施技术领域；包括主管道热管段和主管道冷管段，每条主管道热管段上各设置有一个热隔离阀，每条主管道冷管段上各设置有一个冷隔离阀；所有热隔离阀和冷隔离阀均通过同一个安注系统隔离阀与安注系统的电动隔离阀连接；1#封闭管段上设置有第一气动隔离阀，2#封闭管段上设置有第二气动隔离阀；第一气动隔离阀和第二气动隔离阀均连通于同一个卸压箱内。本发明在1#封闭管道和/或2#封闭管道的隔离阀出现泄露时，能够及时对封闭管段进行泄压，不仅避免了封闭管段因发生疲劳损伤而出现裂纹，显著提升了封闭管段的可靠性，而且能够将放射性介质统一收集和处理。

Description

一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统

技术领域

本发明涉及浮动堆专设安全设施技术领域，具体涉及一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统。

背景技术

目前，根据陆上核电厂运行经验反馈发现有低温水从高压安注管线意外进入一回路，导致反应堆冷却剂系统止回阀与主管道之间的管段出现热疲劳裂纹而泄漏。出现该现象的原因是高压安注回路的隔离阀出现泄漏，使冷水进入一回路，冷热水在反应堆冷却剂系统止回阀下游的管线上混合，管壁产生热疲劳裂纹。国内外同类核电机组运行经验表明，安注系统与主管道之间的隔离阀存在泄漏的可能。这种泄漏可以分为两种情况：安注系统向一回路泄漏和一回路向安注系统泄漏。

对于浮动堆安注系统而言，主要是一回路向安注系统泄漏。该泄漏是由于止回阀失效或磨损产生，从而导致一回路高温高压流体进入隔离部分封闭管段并与低温低压流体混合，泄漏的止回阀上游局部(近安注系统侧)由于流速加快会导致温度升高，下游(近反应堆冷却剂系统侧)由于较高温度的流体补充，温度也会升高。这种泄漏可能因一回路状态变化或阀门不稳定等原因而反复出现，止回阀两侧的温度波动对管道产生循环热载荷。由于流体温度突变产生的循环热载荷会导致隔离部分和未隔离部分的封闭管段出现疲劳。封闭管段一旦发生疲劳损伤并出现裂纹，裂纹深度和范围不断增大，最终可能造成管道破裂导致一回路发生失水事故。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明解决的技术问题为：在浮动堆安注系统的止回阀出现泄露时，如何对封闭管段进行泄压，以避免封闭管段因发生疲劳损伤而出现裂纹，进而提升封闭管段的可靠性。

为达到以上目的，本发明提供的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，包括堆舱，其内部设置有安注系统主体和反应堆冷却剂系统；反应堆冷却剂系统包括2条封闭式的环路系统，每条环路系统均包括主管道热管段和主管道冷管段，每条主管道热管段上各设置有一个热隔离阀，每条主管道冷管段上各设置有一个冷隔离阀；所有热隔离阀和冷隔离阀均通过同一个安注系统隔离阀与安注系统的电动隔离阀连接；定义所有冷热隔离阀和安注系统隔离阀之间的管段为1#封闭管段，定义安注系统隔离阀和安注系统的电动隔离阀之间的管段为2#封闭管段；1#封闭管段上设置有第一气动隔离阀，2#封闭管段上设置有第二气动隔离阀；第一气动隔离阀和第二气动隔离阀均连通于同一个卸压箱内。

在上述技术方案的基础上，所述环路系统具体包括顺次首尾连接的：

反应堆压力容器，用于包容反应堆堆芯组件，保证冷却剂压力边界完整，防止放射性物质释放到安全壳内；

主管道热管段，用于连接反应堆压力容器的出口和蒸汽发生器的入口；

蒸汽发生器，用于带走反应堆堆芯产生的热量；

主管道过渡段，用于连接蒸汽发生器的出口和主泵的入口；

主泵，用于提供反应堆冷却剂的驱动压头；

主管道冷管段，用于连接反应堆压力容器的入口和主泵的出口。

在上述技术方案的基础上，任意一条所述环路系统的主管道热管段上连接有稳压器，其用于稳定反应堆冷却剂系统的压力。

在上述技术方案的基础上，所述安注系统主体具体包括顺次连接的：

冷却水箱，用于贮存安注所用冷却水源；

安注泵，用于为注射水提供驱动力；

电动隔离阀，用于隔离安注泵。

在上述技术方案的基础上，所述1#封闭管段上设置有第一压力测量仪表，其用于监测到1#封闭管段内的压力超过指定阈值时，控制第一气动隔离阀开启；所述2#封闭管段上设置有第二压力测量仪表；其用于监测到2#封闭管段内的压力超过指定阈值时，控制电动隔离阀关闭，同时打开第一气动隔离阀和第二气动隔离阀。

在上述技术方案的基础上，所述卸压箱选用可利用的回收排放放射性介质设备。

与现有技术相比，本发明的优点在于：

(1)本发明在1#封闭管道和/或2#封闭管道的隔离阀出现泄露时，能够通过简易且实用的连接结构及时对封闭管段进行泄压，不仅避免了封闭管段因发生疲劳损伤而出现裂纹，显著提升了封闭管段的可靠性，而且能够将放射性介质统一收集和处理，避免放射性介质释放到安全壳中。

(2)采用本发明的设计，能够减少收集管道内超压排放放射性介质的专用设施及相连接的管道等附件，有利于减轻船体重量，节约安全壳内的空间；因此本发明简单而紧凑的结构显著提高了系统设备的利用率，安装和维修方便，节约船上空间，适用于浮动堆空间有限的环境条件。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例中的技术方案，下面将对实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本发明实施例中提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统的结构示意图。

图中：1-反应堆压力容器，2-蒸汽发生器，3-主管道热管段，4-稳压器，5-主泵，6-主管道过渡段，7-主管道冷管段，8-热隔离阀，9-冷隔离阀，10-第一压力测量仪表，11-安注系统隔离阀，12-第二气动隔离阀，13-第一气动隔离阀，14-第二压力测量仪表，15-电动隔离阀，16-安注泵，17-冷却水箱，18-堆舱，19-卸压箱。

具体实施方式

为使本申请实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本申请实施例中的附图，对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本申请的一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本申请保护的范围。

本发明实施例中的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，包括堆舱18，其内部设置有安注系统主体和反应堆冷却剂系统。参见图1所示，反应堆冷却剂系统包括2条封闭式的环路系统，每条环路系统包括顺次首尾连接的：

反应堆压力容器1，用于包容反应堆堆芯组件，保证冷却剂压力边界完整，防止放射性物质释放到安全壳内；

主管道热管段3，用于连接反应堆压力容器1的出口和蒸汽发生器2的入口，同时作为一回路系统压力边界的组成部分，参与构成了包容放射性物质的一道安全屏障；

蒸汽发生器2，用于带走反应堆堆芯产生的热量，构成一回路压力边界，防止放射性物质向安全壳和二回路系统泄漏；

主管道过渡段6，用于连接蒸汽发生器2的出口和主泵5的入口，同时作为一回路系统压力边界的组成部分，参与构成了包容放射性物质的一道安全屏障；

主泵5，用于提供反应堆冷却剂的驱动压头，保证反应堆冷却剂的循环流动；

主管道冷管段7，用于连接反应堆压力容器1的入口和主泵5的出口，同时作为一回路系统压力边界的组成部分，参与构成了包容放射性物质的一道安全屏障。

任意一条环路的主管道热管段3上连接有稳压器4，其用于稳定反应堆冷却剂系统的压力。

参见图1所示，安注系统主体包括顺次连接的：

冷却水箱17，用于贮存安注所用冷却水源；

安注泵16，用于为注射水提供驱动力；

电动隔离阀15，用于隔离安注泵16并对安注泵16进行检修或者发生止回阀泄漏时关闭此阀。

参见图1所示，每条主管道热管段3上各设置有一个热隔离阀8，其用于防止反应堆正常运行时主管道热管段3高温高压的冷却剂流向安注系统；每条主管道冷管段7上各设置有一个冷隔离阀9，其用于防止反应堆正常运行时主管道冷管段7高温高压的冷却剂流向安注系统。所有热隔离阀8和冷隔离阀9均通过同一个安注系统隔离阀11与安注系统的电动隔离阀15连接；安注系统隔离阀11用于在冷隔离阀9和/或热隔离阀8失效或泄漏后，起到再次隔离作用。

参见图1所示，定义所有冷热隔离阀和安注系统隔离阀11之间的管段为1#封闭管段，定义安注系统隔离阀11和安注系统的电动隔离阀15之间的管段为2#封闭管段。1#封闭管段上设置有第一气动隔离阀13，2#封闭管段上设置有第二气动隔离阀12，气动隔离阀用于在对应封闭管道内超压的情况下对其进行卸压；第一气动隔离阀13和第二气动隔离阀12均连通于同一个卸压箱19内。

参见图1所示，上述提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统的工作流程包括：

当反应堆正常运行期间，所有隔离阀全部关闭，主管道热管段3中的介质温度高达约280℃、压力约为13.6MPa，主管道冷管段7中的介质温度高达约260℃、压力约为13.6MPa，1#封闭管道内的流体介质处于初始充水的常温状态(约35℃)、压力约为0.6MPa。因此，热隔离阀8和/或冷隔离阀9的阀瓣两侧温差均较大，且随着反应堆持续运行，该温差一直存在；当热隔离阀8和/或冷隔离阀9受到阀瓣两侧的温度交变影响，进而产生内漏时，主管道内的高温高压流体介质会流向1#封闭管道内，造成1#封闭管道的压力升高。此时若不及时采取降压措施，则有可能导致管道受到过高压力发生破损，因此必须采取有效措施对其进行降压处理。

当1#封闭管道的压力超过指定阈值时，开启第一气动隔离阀13将超压的放射性介质流体排放至卸压箱19中进行回收和处理。进一步，当2#封闭管道的压力超过指定阈值时，说明热隔离阀8和/或冷隔离阀9、以及安注系统隔离阀11一起失效，即1#封闭管道内的高温高压流体流向了2#封闭管道内，此时必须采取降压隔离措施，防止放射性介质进一步释放到冷却水箱17中。此时开启第二气动隔离阀12，关闭电动隔离阀15，对2#封闭管道内的放射性介质进行排放与隔离。当反应堆发生失水事故，需要安注系统投入运行时，必须确认气动隔离阀和气动隔离阀处于关闭状态，防止安注水没有注射到反应堆压力容器1中。

由此可知，本发明在1#封闭管道和/或2#封闭管道的隔离阀出现泄露时，能够及时对封闭管段进行泄压，进而避免封闭管段因发生疲劳损伤而出现裂纹，显著提升了封闭管段的可靠性。

优选的，1#封闭管段上设置有第一压力测量仪表10，其用于监测到1#封闭管段内的压力超过指定阈值时，说明热隔离阀8和/或冷隔离阀9发生泄漏，控制第一气动隔离阀13开启。2#封闭管段上设置有第二压力测量仪表14；其用于监测到2#封闭管段内的压力超过指定阈值时，说明安注系统隔离阀11发生泄漏；控制电动隔离阀15关闭，以防止放射性介质进入冷却水箱17，同时打开第一气动隔离阀13和第二气动隔离阀12。

优选的，卸压箱19选用船舶上可利用的回收排放放射性介质设备，堆舱18采用了钢质结构，用于包容反应堆及一回路系统发生事故时产生的高温高压放射性物质，并能抵御飞射物的冲击。

以上仅为本发明实施例的具体实施方式，但本发明实施例的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明实施例揭露的技术范围内，可轻易想到各种等效的修改或替换，这些修改或替换都应涵盖在本发明实施例的保护范围之内。因此，本发明实施例的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (6)

1.一种提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，包括堆舱(18)，其内部设置有安注系统主体和反应堆冷却剂系统；其特征在于：反应堆冷却剂系统包括2条封闭式的环路系统，每条环路系统均包括主管道热管段(3)和主管道冷管段(7)，每条主管道热管段(3)上各设置有一个热隔离阀(8)，每条主管道冷管段(7)上各设置有一个冷隔离阀(9)；所有热隔离阀(8)和冷隔离阀(9)均通过同一个安注系统隔离阀(11)与安注系统的电动隔离阀(15)连接；定义所有冷热隔离阀和安注系统隔离阀(11)之间的管段为1#封闭管段，定义安注系统隔离阀(11)和安注系统的电动隔离阀(15)之间的管段为2#封闭管段；1#封闭管段上设置有第一气动隔离阀(13)，2#封闭管段上设置有第二气动隔离阀(12)；第一气动隔离阀(13)和第二气动隔离阀(12)均连通于同一个卸压箱(19)内。

2.如权利要求1所述的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，其特征在于：所述环路系统具体包括顺次首尾连接的：

反应堆压力容器(1)，用于包容反应堆堆芯组件，保证冷却剂压力边界完整，防止放射性物质释放到安全壳内；

主管道热管段(3)，用于连接反应堆压力容器(1)的出口和蒸汽发生器(2)的入口；

蒸汽发生器(2)，用于带走反应堆堆芯产生的热量；

主管道过渡段(6)，用于连接蒸汽发生器(2)的出口和主泵(5)的入口；

主泵(5)，用于提供反应堆冷却剂的驱动压头；

主管道冷管段(7)，用于连接反应堆压力容器(1)的入口和主泵(5)的出口。

3.如权利要求2所述的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，其特征在于：任意一条所述环路系统的主管道热管段(3)上连接有稳压器(4)，其用于稳定反应堆冷却剂系统的压力。

4.如权利要求1所述的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，其特征在于：所述安注系统主体具体包括顺次连接的：

冷却水箱(17)，用于贮存安注所用冷却水源；

安注泵(16)，用于为注射水提供驱动力；

电动隔离阀(15)，用于隔离安注泵(16)。

5.如权利要求1所述的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，其特征在于：所述1#封闭管段上设置有第一压力测量仪表(10)，其用于监测到1#封闭管段内的压力超过指定阈值时，控制第一气动隔离阀(13)开启；所述2#封闭管段上设置有第二压力测量仪表(14)；其用于监测到2#封闭管段内的压力超过指定阈值时，控制电动隔离阀(15)关闭，同时打开第一气动隔离阀(13)和第二气动隔离阀(12)。

6.如权利要求1所述的提升封闭管段可靠性的浮动堆安注系统，其特征在于：所述卸压箱(19)选用可利用的回收排放放射性介质设备。

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