CN203607107U - 用于保证核电站安全的安全系统 - Google Patents

用于保证核电站安全的安全系统 Download PDF

Info

Publication number
CN203607107U
CN203607107U CN201320678730.8U CN201320678730U CN203607107U CN 203607107 U CN203607107 U CN 203607107U CN 201320678730 U CN201320678730 U CN 201320678730U CN 203607107 U CN203607107 U CN 203607107U
Authority
CN
China
Prior art keywords
guaranteeing
arm
safety
reactor
heat removal
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.)
Expired - Lifetime
Application number
CN201320678730.8U
Other languages
English (en)
Inventor
肖三平
张恒明
陈树山
王亮亮
李澍
钱辉
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 Technology Research Institute Co Ltd
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
China Nuclear Power Engineering 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 Technology Research Institute Co Ltd, China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201320678730.8U priority Critical patent/CN203607107U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN203607107U publication Critical patent/CN203607107U/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、正常余热排出系统及信号处理器；反应堆冷却剂系统包括至少一测量通道，以及用于测量测量通道内压力值的压力计；正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计；非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱，安全壳内置换料水箱通过至少一爆破阀与反应堆压力容器相连；压力计、流量计及爆破阀均电连接信号处理器；信号处理器在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下，发送信号打开所述爆破阀中的至少一个，使安全壳内置换料水箱内的冷却剂注入反应堆压力容器内，降低了反应堆压力容器内的蒸汽产量，从而降低了由反应堆压力容器进入安全壳的蒸汽量，因此避免了因安全壳内部压力过高破裂而导致的安全问题。

Description

用于保证核电站安全的安全系统
技术领域
本实用新型涉及核电技术领域，尤其涉及一种用于保证核电站安全的安全系统。
背景技术
AP1000是一种先进的非能动型压水堆核电技术，其主要原理是：用铀制成的核燃料在“反应堆压力容器”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带入蒸汽发生器内产生蒸汽，从而利用蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转发电。AP1000最大的特点就是设计简练，易于操作，而且充分利用了诸多“非能动的安全体系”，进一步提高了核电站的安全性，同时也能显著降低核电机组建设以及长期运营的成本。因此，AP1000核电站越来越受重视。
现有的AP1000核电站中，核反应设备包括反应堆压力容器、与反应堆压力容器连通的反应堆冷却剂系统(RCS，Reactor Coolant System)及非能动堆芯冷却系统(PXS，Passive Core Cooling System)。非能动堆芯冷却系统包括均与反应堆压力容器连通的堆芯补水箱及安注箱。当反应堆冷却剂系统的主管道的冷管段断裂或发生失水事故（LOCA，Lostof coolant accident）后，在再灌水阶段，没有流量对堆芯进行冷却，堆芯内的热量没有导出而积聚在反应堆内，直至再淹没阶段，安注箱和堆芯补水箱为堆芯提供冷却流量，将再灌水阶段堆芯内积聚的热量带出，释放到安全壳内，造成安全壳内的压强升高。并且，由于非能动堆芯冷却系统提供的冷却流量较小，注入的流量在堆芯吸收热量以后相当一部分被汽化，使安全壳内的含汽率相当高，而造成安全壳内的压强急剧增加，一旦安全壳内的压强超过安全壳能承受压力的峰值，就会导致安全壳破裂，造成核泄露等安全问题。
实用新型内容
有鉴于此，有必要提供一种用于保证核电站安全的安全系统，以解决现有核电厂失水事故后安全壳内压力过高的问题。
本实用新型提供一种用于保证核电站安全的安全系统，用于降低安全壳内的压力，所述用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、正常余热排出系统及信号处理器；所述反应堆冷却剂系统通过一主管道与反应堆压力容器相连，且所述反应堆冷却剂系统包括一稳压器，所述稳压器具有至少一测量通道，且所述稳压器包括用于测量所述至少一测量通道内压力值的压力计；所述正常余热排出系统和所述非能动堆芯冷却系统通过一副管道与反应堆压力容器相连，所述正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计；所述非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱，所述安全壳内置换料水箱通过至少一爆破阀与反应堆压力容器相连；所述压力计、所述流量计及所述至少一爆破阀均电连接所述信号处理器；所述信号处理器在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下，发送信号打开所述至少一爆破阀中的至少一个。
根据本实用新型的一个实施例，所述至少一测量通道包括第一测量通道、第二测量通道、第三测量通道及第四测量通道，所述信号处理器在其中至少任意两个测量通道的压力值小于或等于预设压力值，且所述正常余热排出系统的流量值小于或等于预设流量值的情况下打开所述至少一爆破阀中的至少一个。
根据本实用新型的一个实施例，所述至少一爆破阀包括相互并联的第一爆破阀及第二爆破阀，所述信号处理器在所述至少一测量通道中任一个测量通道的压力值小于或等于预设压力值，且所述正常余热排出系统的流量值小于或等于预设流量值，且一定的时间间隔后所述压力值和所述流量值仍小于所述预设压力值和所述预设流量值时，发送信号打开所述第一爆破阀和第二爆破阀中的至少一个。
根据本实用新型的一个实施例，所述副管道包括公用管道以及与所述安全壳内置换料水箱连接的第三支管，所述第一爆破阀和所述第二爆破阀并联设置在所述第三支管上。
根据本实用新型的一个实施例，所述非能动堆芯冷却系统还包括堆芯补水箱及安注箱，所述副管道还包括第一支管及第二支管，所述堆芯补水箱通过所述第一支管和所述公用管道与所述反应堆压力容器相连，所述安注箱通过所述第二支管和所述公用管道与所述反应堆压力容器相连。
根据本实用新型的一个实施例，所述堆芯补水箱还通过一个连接管与所述主管道连通。
根据本实用新型的一个实施例，所述连接管上设有第三开关阀。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一支管和所述第二支管上均设有单向阀。
根据本实用新型的一个实施例，所述第一支管于所述堆芯补水箱和所述第一支管的单向阀之间的部位还安装有相互并联的第一开关阀及第二开关阀。
根据本实用新型的一个实施例，所述流量计设于所述安全壳内置换料水箱和所述正常余热排出系统之间，正常余热排出系统通过一第四支管和所述公用管道与所述反应堆压力容器相连。
本实用新型有益效果是：
本实用新型的用于保证核电站安全的安全系统通过新增信号处理器，并设定在信号处理器接收的第一测量通道、第二测量通道、第三测量通道或第四测量通道中的任一个的压力值及流量计测得的流量值同时满足预设条件的情况下，若间隔一定的时间段后所述压力值和流量值仍满足预设条件，则信号处理器发送控制信号打开安全壳内置换料水箱与反应堆压力容器之间所设的第一爆破阀和第二爆破阀，而将安全壳内置换料水箱内的冷却剂注入反应堆压力容器内，以有效降低安全壳内的蒸汽量，从而降低了安全壳内的压力，避免了安全壳无法承受过大的压力而破裂所导致的核泄露等安全问题。
上述说明仅是本实用新型技术方案的概述，为了能够更清楚了解本实用新型的技术手段，而可依照说明书的内容予以实施，并且为了让本实用新型的上述和其他目的、特征和优点能够更明显易懂，以下特举较佳实施例，并配合附图，详细说明如下。
附图说明
图1是本实用新型实施例中用于保证核电站安全的安全系统的示意图。
具体实施方式
为更进一步阐述本实用新型为达成预定实用新型目的所采取的技术手段及功效，以下结合附图及较佳实施例，对本实用新型的具体实施方式、结构、特征及其功效，详细说明如后。
请参照图1，本实用新型实施例提供了一种用于保证核电站安全的安全系统，其用于降低AP1000核电站失水事故后安全壳内的压力，以保证AP1000核电站的安全。该用于保证核电站安全的安全系统包括信号处理器2、反应堆冷却剂系统(RCS，Reactor Coolant System)、非能动堆芯冷却系统(PXS，Passive Core Cooling System)及正常余热排出系统（RNS，Normal Residual Heat Removal System）。
反应堆冷却剂系统与反应堆压力容器3的主管道38相连，且反应堆冷却剂系统包括稳压器30及用于测量稳压器30内的压力的压力计。稳压器30具有第一测量通道31、第二测量通道33、第三测量通道35及第四测量通道37。第一测量通道31、第二测量通道33、第三测量通道35及第四测量通道37内的压力计均电连接信号处理器2，以将其测量的不同测量通道内的压力值发送给信号处理器2。
非能动堆芯冷却系统与反应堆压力容器3的副管道41相连，且非能动堆芯冷却系统包括堆芯补水箱40、安注箱（ACC，Accumulators）43及安全壳内置换料水箱(IRWST，In-containment Refueling WaterStorage Tank)45。
反应堆压力容器3的副管道41包括公用管道410及相互独立且分别与公用管道410相连的第一支管411、第二支管413、第三支管415及第四支管417。堆芯补水箱40通过第一支管411和公用管道410与反应堆压力容器3内部连通。安注箱43通过第二支管413和公用管道410与反应堆压力容器3内部连通。第一支管411和第二支管413上均设有单向阀412。第一支管411于堆芯补水箱40和第一支管411的单向阀412之间的部位还安装有第一开关阀414及与第一开关阀414并联的第二开关阀416。安全壳内置换料水箱45与第三支管415连通。第三支管415上安装有第一爆破阀418及与第一爆破阀418并联的第二爆破阀419。第一爆破阀418和第二爆破阀419均电连接信号处理器2，以通过信号处理器2的控制信号开启或关闭。
堆芯补水箱40还通过一个连接管401与主管道38连通，且连接管401上设有第三开关阀403。
正常余热排出系统与第四支管417及安全壳内置换料水箱45均连接。正常余热排出系统与安全壳内置换料水箱45之间设有流量计50。流量计50电连接信号处理器2，以将流入或排出正常余热排出系统流体的流量值发送给信号处理器2，便于信号处理器2进行分析处理。
当本实用新型的用于保证核电站安全的安全系统工作时，第一测量通道31、第二测量通道33、第三测量通道35及第四测量通道37连续测量稳压器30的压力值，并传送给信号处理器2；同时，流量计50连续测量流入或排出正常余热排出系统的流体的流量，并及时传送给信号处理器2。当信号处理器2接收到的流量计50的值等于或低于50立方米/时，并且第一测量通道31、第二测量通道33、第三测量通道35或第四测量通道37中的任意两个的值达到或低于50psia（磅/平方英寸，Pounds Per Square Inch Absolute）时，即可判断为反应堆冷却剂系统的主管道38断裂或发生失水事故（LOCA）。此时，信号处理器2开始计时，若一定的时间间隔（例如为200秒）后核电厂操作员没有手动启动正常余热排出系统，使安全壳内置换料水箱45通过正常余热排出系统注入冷却剂，即信号处理器2接收到的流量值仍然等于或低于50立方米/时，且稳压器30内的压力值仍然低于50psia，信号处理器2则发送控制信号给第一爆破阀418和第二爆破阀419，同时打开第一爆破阀418和第二爆破阀419。这时，安全壳内置换料水箱45内的冷却剂经过第三支管415及副管道41后注入反应堆压力容器3内，以有效降低安全壳内的蒸汽量，从而降低了安全壳内的峰值压力，避免了安全壳因无法承受过大的压力而破裂所导致的核泄露等安全问题。并且，由于本实用新型的用于保证核电站安全的安全系统可以降低安全壳内的压力，安全壳的峰值设计压力也可相应的降低，进而降低安全壳的造价，节省了成本。
可以理解的，在本实用新型中，系统所设定的信号处理器2需要打开第一爆破阀418和第二爆破阀419的条件可以更改，并不仅限于上面实施例所述的稳压器30的压力值达到或低于50psia，以及流量计50测得的流量值等于或低于50立方米/时，具体的压力值和流量值的大小可以根据实际需要设定其它值；并且，在本实用新型中，确定稳压器30的压力值和流量计50测得的流量值是否发生改变的延迟时间也并不限于上面实施例所述的200秒，其也可以设定为其它的时长；另外，信号处理器2发送控制信号打开爆破阀时，也可以不用同时打开第一爆破阀418和第二爆破阀419，本实用新型也可以设定成根据测定的压力值和流量值的大小选择同时打开两个爆破阀或者仅仅打开其中一个爆破阀；并且，本实用新型中爆破阀的数量也不限于上面实施例中所述的两个，测量通道的数量并不限于上面实施例中所述的四个，并且信号处理器2对于测量通道内压力值的确定也不限于其中两个的压力值达到或低于预设压力值50psia，其也可以在其中一个或两个以上测量通道内的压力值达到或低于预设压力值时认为测量通道内的压力值达到或低于预设压力值。
以上所述，仅是本实用新型的较佳实施例而已，并非对本实用新型作任何形式上的限制，虽然本实用新型已以较佳实施例揭露如上，然而并非用以限定本实用新型，任何熟悉本专业的技术人员，在不脱离本实用新型技术方案范围内，当可利用上述揭示的技术内容作出些许更动或修饰为等同变化的等效实施例，但凡是未脱离本实用新型技术方案内容，依据本实用新型的技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、等同变化与修饰，均仍属于本实用新型技术方案的范围内。

Claims (10)

1.一种用于保证核电站安全的安全系统，用于降低安全壳内的压力，所述用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统及正常余热排出系统；
所述反应堆冷却剂系统通过一主管道（38）与反应堆压力容器（3）相连，所述反应堆冷却剂系统包括一稳压器（30），所述稳压器（30）具有至少一测量通道（31、33、35、37），且所述稳压器（30）包括用于测量所述至少一测量通道（31、33、35、37）内压力值的压力计；
所述正常余热排出系统和所述非能动堆芯冷却系统通过一副管道（41）与反应堆压力容器（3）相连，所述正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计（50）；
所述非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱（45），所述安全壳内置换料水箱（45）通过至少一爆破阀（418、419）与反应堆压力容器（3）相连；
其特征在于：所述用于保证核电站安全的安全系统还包括信号处理器（2）；
所述压力计、所述流量计（50）及所述至少一爆破阀（418、419）均电连接所述信号处理器（2）；
所述信号处理器（2）在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下，发送信号打开所述至少一爆破阀（418、419）中的至少一个。
2.如权利要求1所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述至少一测量通道包括第一测量通道（31）、第二测量通道（33）、第三测量通道（35）及第四测量通道（37），所述信号处理器（2）在其中至少任意两个测量通道的压力值小于或等于预设压力值，且所述正常余热排出系统的流量值小于或等于预设流量值的情况下打开所述至少一爆破阀（418、419）中的至少一个。
3.如权利要求1所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述至少一爆破阀（418、419）包括相互并联的第一爆破阀（418）及第二爆破阀（419），所述信号处理器（2）在所述至少一测量通道中任一个测量通道的压力值小于或等于预设压力值，且所述正常余热排出系统的流量值小于或等于预设流量值，且一定的时间间隔后所述压力值和所述流量值仍小于所述预设压力值和所述预设流量值时，发送信号打开所述第一爆破阀（418）和第二爆破阀（419）中的至少一个。
4.如权利要求3所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述副管道（41）包括公用管道（410）以及与所述安全壳内置换料水箱（45）连接的第三支管（415），所述第一爆破阀（418）和所述第二爆破阀（419）并联设置在所述第三支管（415）上。
5.如权利要求4所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述非能动堆芯冷却系统还包括堆芯补水箱（40）及安注箱（43），所述副管道（41）还包括第一支管（411）及第二支管（413），所述堆芯补水箱（40）通过所述第一支管（411）和所述公用管道（410）与所述反应堆压力容器（3）相连，所述安注箱（43）通过所述第二支管（413）和所述公用管道（410）与所述反应堆压力容器（3）相连。
6.如权利要求5所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述堆芯补水箱（40）还通过一个连接管（401）与所述主管道（38）连通。
7.如权利要求6所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述连接管（401）上设有第三开关阀（403）。
8.如权利要求5所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述第一支管（411）和所述第二支管（413）上均设有单向阀（412）。
9.如权利要求8所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述第一支管（411）于所述堆芯补水箱（40）和所述第一支管（411）的单向阀（412）之间的部位还安装有相互并联的第一开关阀（414）及第二开关阀（416）。
10.如权利要求4所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于：所述流量计（50）设于所述安全壳内置换料水箱（45）和所述正常余热排出系统之间，所述正常余热排出系统通过一第四支管（417）和所述公用管道（410）与所述反应堆压力容器（3）相连。
CN201320678730.8U 2013-10-30 2013-10-30 用于保证核电站安全的安全系统 Expired - Lifetime CN203607107U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201320678730.8U CN203607107U (zh) 2013-10-30 2013-10-30 用于保证核电站安全的安全系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201320678730.8U CN203607107U (zh) 2013-10-30 2013-10-30 用于保证核电站安全的安全系统

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN203607107U true CN203607107U (zh) 2014-05-21

Family

ID=50719770

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201320678730.8U Expired - Lifetime CN203607107U (zh) 2013-10-30 2013-10-30 用于保证核电站安全的安全系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN203607107U (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105957564A (zh) * 2016-05-06 2016-09-21 中国核动力研究设计院 一种抑压及安全注射系统
WO2017028201A1 (zh) * 2015-08-18 2017-02-23 中广核工程有限公司 核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构
CN109887624A (zh) * 2019-03-06 2019-06-14 中国核动力研究设计院 模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2017028201A1 (zh) * 2015-08-18 2017-02-23 中广核工程有限公司 核电站反应堆冷却剂系统主回路的布置结构
CN105957564A (zh) * 2016-05-06 2016-09-21 中国核动力研究设计院 一种抑压及安全注射系统
CN105957564B (zh) * 2016-05-06 2017-11-10 中国核动力研究设计院 一种抑压及安全注射系统
CN109887624A (zh) * 2019-03-06 2019-06-14 中国核动力研究设计院 模块式小堆安全壳隔离失效时的失水事故长期冷却系统

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN201689688U (zh) 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统
CN107945891B (zh) 一种具有反应堆堆芯熔融物堆内滞留和堆外滞留功能的系统
CN102194533B (zh) 一种反应堆安全系统
CN203931515U (zh) 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
CN203607107U (zh) 用于保证核电站安全的安全系统
GB2520455A (en) Secondary-side passive residual heat discharge system for nuclear power plant steam generator
CN103985422A (zh) 基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
CN205751540U (zh) 核电站严重事故缓解系统
CN201788707U (zh) 一种用于保证核电站安全的安全系统
CN105551536A (zh) 一种具有内部冷却能力的堆芯熔融物捕集器
CN104103325B (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN104599727A (zh) 一种液态金属与高压气体流动换热装置及方法
CN102169731A (zh) 一种压水堆核电站一回路快速卸压装置及卸压方法
CN104299666A (zh) 一种超微流量的高压氢气精确注气系统及注气方法
CN104021824A (zh) 核电站事故后堆内熔融物滞留系统
CN105157923A (zh) 安全壳封闭回路上进出口隔离阀组密封性试验方法
CN102820067B (zh) 一种用于超临界水堆余热排出的自然循环换热器
CN103531256B (zh) 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统
CN203366766U (zh) 用于蒸汽发生器传热管破裂事故缓解的二次侧排放系统
CN105469840B (zh) 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统
CN202102729U (zh) 备用堆芯冷却与堆腔充水系统
CN104064230B (zh) 核反应堆双端安注系统
CN103426484A (zh) 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统
CN205751539U (zh) 一种核电站的非能动专设安全设施
CN209183274U (zh) 一种核电loca试验用爆破阀组件

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CX01 Expiry of patent term
CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20140521