CN205541969U - 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种压水堆非能动保护系统以及压差自力阀。该压水堆非能动保护系统，包括余热冷却系统：其至少由反应堆一回路以及用于在反应堆一回路停堆后对压水堆堆水余热冷却的堆芯余热冷却系统构成；安全注水系统：其包括高压注水系统、中压注水系统和低压注水系统，三者均与压力壳的进出口连通用于反应堆一回路停堆降压后对压力壳内注水；该三个注水系统与压力壳连通的注水管路上均设置非能动压差自力阀，所述压差自力阀阀门外壳内部的入口端内壁上设有阀瓣膜，阀瓣膜具有向下弯曲的弧度使阀瓣膜的纵切面为倒置的“人”字形，阀瓣膜上端固定在阀门内壁上，底端设有密封塞；以及安全壳冷却系统用于反应堆一回路停堆后冷却安全壳内的堆芯余热。完全非能动，停堆作业安全性高。

Description

压水堆非能动保护系统以及压差自力阀

技术领域

本实用新型属于核能设备的安全设备技术领域，涉及压水堆安全保护设备，具体为压水堆非能动保护系统以及安装在该系统中的压差自力阀。

背景技术

反应堆的突出特点之一就是停堆后剩余发热量很大，在堆芯失冷水的条件下注定发生堆芯熔毁事故，因而停堆后对堆芯剩余发热的安全冷却刻不容缓，绝不容许有任何失误发生。但是现有核电站的安全冷却普遍采用能动系统设备，其一定的失效失误概率从本质上说与停堆冷却绝对确定无误的要求是不相容的，因而在半个多世纪的核电发展史中曾数次出现过堆芯融化事故。

纵观美国三里岛核电站事故、前苏联切尔诺贝利石墨慢化大功率管式压水堆的反应堆爆炸事故以及日本福岛轻水堆核电站的堆芯熔毁事故，明显可以看出，在反应堆安全冷却系统中，人因错误与能动设备失效是造成稀有严重事故的决定性因素，是与核电确定无误的堆芯余热冷却安全要求是绝对不能相容的。

为了提高核电的安全性，从其安全冷却系统中排出具有失误概率的不确定因素，从上世纪八十年代起，在核科技与工程界内逐渐对反应堆非能动安全冷却给予了越耒越多的关注，其中最有代表性的是AP1000压水堆核电站(西屋公司)设计。其堆芯余热冷却、一回路安全注水及安全壳冷却系统的运行都采用了非能动方式，因而在一定程度上提高了压水堆的安全性，将堆芯熔毁及向环境释放大量放射性物质的严重事故概率比第二代压水堆又降低了约两个数量级。

但是在AP1000核电站中对这些安全冷却系统的启动仍然依靠自动控制系统发出的安全指令，用以去打开某种能动阀门(AP1000堆芯余热冷却系统中的常关气动阀门以及安全注水系统与安全壳冷却系统中的爆破阀)。然而自动控制系统与能动阀门都不可避免具有一定的失误或失效概率，因而在AP1000核电站中尚不能将严重事故的发生概率降为零。其原因即在于AP1000核电站的安全冷却系统中只是部分地实现了非能动原则(非能动的运行方式与能动的启动方式)，因而AP1000核电站的安全仍是概率性质的。尽管其严重事故的发生概率极低，但因其后果完全不可接受，所以其风险仍是不可忽视的，而且这一风险也正是一些国家公众反对核电的根本原因。

有鉴于此，特提出本实用新型。

实用新型内容

本实用新型要解决的技术问题在于克服现有技术的不足，提供一种完全非能动的压水堆保护系统，利用热能有高温区向低温区传递，势能由高能区向低能区扩展的自然规律，将压水堆内的高温高压破坏潜力转化为动力，用以将堆芯余热自然地由堆芯传至最终热阱；还提供一种安装在该系统中的压差自力阀，不需借助于自动控制系统、能动设备以及人为操作等这些含有一定失误概率的不定因素的介入。

为解决上述技术问题，本实用新型采用技术方案的基本构思是：

一种压水堆非能动保护系统，包括

余热冷却系统：其至少由反应堆一回路以及用于在反应堆一回路停堆后对压水堆堆水余热冷却的堆芯余热冷却系统构成，反应堆一回路和堆芯余热冷却系统之间能够通过单向阀连通；

安全注水系统：其包括高压注水系统、中压注水系统和低压注水系统，三者均与压力壳的进出口连通用于反应堆一回路停堆降压后对压力壳内注水；该三个注水系统与压力壳连通的注水管路上均设置非能动压差自力阀，所述压差自力阀阀门外壳内部的入口端内壁上设有阀瓣膜，阀瓣膜具有向下弯曲的弧度使阀瓣膜的纵切面为倒置的“人”字形，阀瓣膜上端固定在阀门内壁上，底端设有密封塞；以及

安全壳冷却系统：包括储水凝结装置和空冷凝汽装置用于反应堆一回路停堆后冷却安全壳内的堆芯余热。

上述的保护系统中，所述反应堆一回路包括堆芯、堆芯上部一侧出口连通一回路冷管道，一回路冷管道通过主循环泵连通至蒸汽发生器底部进口；蒸汽发生器上部连通二回路给水管道且蒸汽发生器顶部连通二回路主蒸汽管道，蒸汽发生器底部出口通过一回路热管道连通至堆芯进口，堆芯外设有压力壳。

上述的保护系统中，所述堆芯余热冷却系统包括：常压大容积水池，其内设有提升筒，提升筒内设有余热冷却器；常压大容积水池的顶部出口通过送水管连通池水空冷器上部进口，池水空冷器下部出口通过回水管连通至大容积水池底部进口，池水空冷器的出口高于大容积水池进口，池水空冷器的进口不高于大容积水池的出口；一回路热管道上通过连接管连通至单向阀进口，单向阀出口连通热水管，热水管穿过余热冷却器并连通冷水管，冷水管回流至堆芯。

上述的保护系统中，单向阀底部通过脐带管连通至一回路冷管道，脐带管上设有止回阀。

上述的保护系统中，所述高压注水系统包括高压安全注水箱，中压注水系统包括中压安全注水箱，低压注水系统包括常压大容积水池；

压力壳两侧的进口和出口均连通有安全注水管，两侧安全注水管上均连通高压安全注水箱，且两侧安全注水管上均连通低压安全在注水箱，且两侧安全注水管之间通过低压安全注水管连通，低压安全注水管连通常压大容积水池；在各安全注水管与各安全注水箱之间的管路上均依次设置非能动的所述压差自力阀、常开电动截止阀和疏水阀。

上述的保护系统中，所述阀瓣膜为其侧边依次密封连接的至少三片，其上端均固定在阀门内壁上，其弧度使各阀瓣膜下端恰能够互相推抵，阀瓣膜下端围绕成的孔内设有橡胶密封塞，密封塞的塞头拔出方向为向下。

上述的保护系统中，两相的所述阀瓣膜侧边之间的密封结构为分别设置在该两侧边且彼此咬合的密封密封胶条，迷宫密封胶条为交错设置的至少两层带有矩形牙的胶条。

上述的保护系统中，高压安全注水箱和中压安全注水箱内均充以压缩氮气，高压安全注水箱的压力低于反应堆一回路压力允许值的下限且大于中压安全注水箱氮气压力，中压安全注水箱的氮气压力相当于反应堆一回路额定工作压力值的一半，低压安全注水的水源为常压大容积水池。

上述的保护系统中，储水凝结装置包括常压水箱、板式凝汽器及排水管；板式凝气器上端为自由开口，直通安全壳内的空间；板式凝气器浸于常压水箱内并通过排水管连通至常压水箱外。

上述的保护系统中，空冷凝汽装置包括空冷凝汽器、输汽管与回水管；安全壳由外层安全壳和钢制安全壳构成，空冷凝汽器布置于两层安全壳构成的之间的空间内，位于钢制安全壳的顶部高度；空冷凝汽器上部通过输汽管连通至钢制安全壳内，输气管高于板式凝汽器，空气凝汽器下部通过回水管进入钢制安全壳内且回水管低于板式凝汽器。

采用上述技术方案后，本实用新型与现有技术相比具有以下有益效果：

本实用新型能够直接触发启动安全冷却系统，使堆芯余热冷却、事故工况下的紧急安全注水及安全壳冷却装置都实现完全非能动原则。这样，在完全非能动安全压水堆发生任何事故停堆后，相应的安全冷却系统立即自然地转入工作状态，从启动到后续运行，都不依靠对自动控制系统、任何能动设备及人为因素的介入，即可以提供对反应堆无限期的安全冷却能力，消除核电站发生污染环境严重事故的风险，完成核电安全由概率性到确定性的转化，利于建立新型无严重事故风险的核电站。

附图说明

图1是本实用新型系统余热冷却系统的反应堆一回路正常工作示意图；

图2是图1中所示堆芯余热冷却系统工作示意图；

图3本实用新型安全注水系统的示意图；

图4是图3中所示压差自力阀的剖视图；

图5是图4中所示压差自力阀的俯视图；

图6a是图5中所示迷宫密封胶条的平面示意图；

图6b是图5中所示迷宫密封胶条的侧视图

图7是本实用新型安全壳冷却系统示意图。

图中：

1.堆芯；2.压力壳；3.一回路冷管道；4.主循环泵；5.蒸汽发生器；6.二回路给水管道；7.二回路主蒸汽管道；8.一回路热管道；9.连接管；10.单向阀；11.热水管；12.余热冷却器；13.提升筒；14.常压大容积水池；15.送水管；16.池水空冷器；17.外层安全壳；18.钢制安全壳；19.回水管；20.冷水管；21.止回阀；22.脐带管；23.压水堆；24.安全注水管；25.中压安全注水管；26.压差自力阀；27.常开电动阀；28.疏水阀；29.中压安全注水箱；30.高压安全注水箱；31.疏水阀；32.常开电动截止阀；33.压差自力阀；34.高压安全注水管；35.低压安全注水管；36.压差自力阀；37.常开电动截止阀；38.高压安全注水箱；39.高压安全注水箱；40.疏水阀；41.常开电动截止阀；42.压差自力阀；43.高压注水管；44.安全注水管；45.中压注水管；46.压差自力阀；47.常开电动截止阀；48.疏水阀；49.中压安全注水箱；50.外壳；51.入口端法兰；52.出口端法兰；53.阀瓣膜；531.迷宫密封胶条；54.密封塞；55.链条；56.整流板；57.空气入口；58.常压水箱；59.板式凝汽器；60.排水管；61.空气出口；62.蒸汽入口；63.输汽管；64.板式空冷凝汽器；65.回水管；

具体实施方式

下面结合附图和具体实施例，对本实用新型作进一步说明，以助于理解本实用新型的内容。

如图1-2所示，本实用新型压水堆非能动保护系统包括：

余热冷却系统：包括反应堆一回路和堆芯余热冷却系统；

反应堆一回路包括堆芯1、堆芯1上部一侧出口连通一回路冷管道3，一回路冷管道3通过主循环泵4连通至蒸汽发生器5底部进口；蒸汽发生器5上部连通二回路给水管道6且蒸汽发生器5顶部连通二回路主蒸汽管道7，蒸汽发生器5底部出口通过一回路热管道8连通至堆芯1进口，堆芯1外设有压力壳2。

堆芯余热冷却系统包括：常压大容积水池14，其内设有提升筒13，提升筒13内设有余热冷却器12；常压大容积水池14的顶部出口通过送水管15连通池水空冷器16上部进口，池水空冷器16下部出口通过回水管19连通至大容积水池14底部进口，池水空冷器16的出口高于常压大容积水池14进口，池水空冷器16的进口不高于常压大容积水池14的出口；一回路热管道8上通过连接管9连通至单向阀10进口，单向阀10出口连通热水管11，热水管11穿过余热冷却器12并连通冷水管20，冷水管20回流至堆芯1；单向阀10底部通过脐带管22连通至一回路冷管道3，脐带管22上设有止回阀21。

这样的连结方式使单向阀10的开关状态只取决于堆芯的流体力学工况。即当反应堆一回路正常工作时，堆芯1的入口压力高于其出口压力，这一堆芯出入口的压差力将单向阀10的阀芯堆至其顶部的上限位置，使单向阀10处于自然关闭状态。在这一工况下，堆芯余热冷却系统的另一端通过冷水管20与反应堆一回路相联，保持压力沟通但并无水的流通，因而堆芯余热冷却系统自然处于与反应堆一回路相隔离的备用状态。

无论出于什么原因(计划停堆或事故停堆)，当主循环泵4停运后，堆芯1的流动阻力消失，随之单向阀10的阀芯失去向上的推力，因而由于自重作用而下落，随即自然开启单向阀10使堆芯余热冷却系统转入工作状态。

这时，堆芯1出口的高温水依次经由连接管9、单向阀10、热水管11、余热冷却器12及冷水管20依自然循环流动返回到堆芯1的入口，继而流进堆芯1载出堆芯余热,并通过余热冷却器12将此热量传入常压大容积水池14内的存水，从而完成了一回路压水堆堆水的余热冷却循环。

以后，当反应堆一回路再次启动运行时，主循环泵4投入正常运行后在一回路建立起正常流动，在堆芯1的出入口压差力作用下单向阀10重新自然关闭，使堆芯余热冷却系统重又与一回路隔离，恢复其积极的备用状态。

堆芯余热冷却系统的启动使用频率极低，但需要它启动时，它却必须可靠地立即启动投入有效运行，不能容许有任何失误或延迟，因而平时如何监督确证该系统处于随时可投入运行的良好工作状态，一向是一大难题。为解决这一难题，在本实用新型中从主循环泵4的出口直接引出一小股流量，经脐带管22进入止回阀21，然后由热水管11引出，流经全部堆芯余热冷却系统后再经冷水管20返回反应堆一回路。这条小流量分支能够发挥以下几项作用：

1、根据堆芯余热冷却系统各点的热工参数量测结果，监督并确认该系统各设备完好的可工作状态；

2、可使堆芯余热冷却系统进水的热水管11始终保持高温，避免热水管11因长时间没有流动而使其水温与周围环境温度平衡。小流量液体流经余热冷却器12时放出热量，因而使其回水的冷水管20始终保持低温。这样，每当堆芯余热冷却系统启动时，立即便有正常的自然循环运动头发挥作用，为在过度过程中堆芯1时刻不失冷创造条件；

3、把启动过程中出现的热冲击点由余热空冷器12入口管板等厚壁部件推移至其管束，这里是薄壁部件而且有一定的自由热膨胀补偿能力，减少系统启动时刻在该系统部件中所造成的热应力。

以上各项措施可改善堆芯余热冷却系统的工作性能，使其不但可用于很少出现的事故停堆，而且也用于计划停堆，因而极大地简化了系统设备及运行管理程序。计划停堆前可有一个短时期的低功率运行阶段，因而停堆后的转向余热冷却的过程更为平稳。在计划停堆过程中，停堆停泵后运行人员原则上可以即时离去，因为此后堆芯余热冷却系统的工作从启动到无限期的运行都是自然过程。

选择适当的常压大容积水池14的水容量，使之能吸纳停堆后约24小时之内的堆芯余热。此后堆芯余热的水平将降至堆运行功率的千分之五以下，大幅减少对池水空冷器16传热能力的要求，因而可以更经济、合理地实现堆芯余热冷却的完全非能动原则。

自然循环冷却在工程界内早已是熟知的事实，但在第一、二代的核动力反应堆传热系统中很少得到应用，主要原因在于其传热效能低，需要的传热设备庞大，因而很难经济地加以实施。为了提高完全非能动安全冷却装置的可实施性，本实用新型中在完全非能动堆芯余热冷却系统的常压大容积水池14中采取了技术方案：把余热冷却器12管束横卧于水池14底部，在其中被加热的池水沿提升筒13浮升至水池上表面，由这里抽取热水经送水管15进入设于安全壳17与钢制安全壳18之间的全焊接板式换热器16，空冷后经回水管19返回常压大容积水池14。通过这种优化布局，可以利用大容积水池内冷热水分层现象，使全部池水都能用以有效吸纳堆芯余热；池内温度最高的水送入池水空冷器16，而温度最低的池入从下侧进入余热冷却器12，这样就使二者都得到了最大可能的传热温压；池水均匀有序的横向冲刷余热冷却器12的管束强化池水侧的放热以及热水提升筒对强化自然循环的有利作用，都可以比AP1000的布置方案明显提高堆芯余热冷却系统的效能。

如图3所示，安全注水系统：

包括高压注水系统、中压注水系统和低压注水系统，高压注水系统包括高压安全注水箱(30、39)、中压注水系统包括中压安全注水箱(29、49)，低压注水系统包括常压大容积水池14；

压力壳2两侧的进口和出口均连通有安全注水管(44、24)，两侧安全注水管(44、24)上均连通高压安全注水箱(30、39)，且两侧安全注水管(44、24)上均连通低压安全在注水箱(29、49)，且两侧安全注水管(44、24)之间通过低压安全注水管35连通，低压安全注水管35连通常压大容积水池14；在各安全注水管与各安全注水箱之间的管路上均依次设置非能动的压差自力阀(26、33、36、42、46)、常开电动截止阀(27、32、37、41、47)和疏水阀(28、31、40、48)，常压大容积水池与低压安全水主管之间不需要疏水阀。

如图4所示，所述压差自力阀(26、33、36、42、46)为完全非能动阀门，压差自力阀包括外壳50和阀门入口端法兰51以及出口端法兰52，阀门外壳50内部的入口端内壁上设有阀瓣膜53，阀瓣膜53具有向下弯曲的弧度，阀瓣膜53的纵切面为倒置的“人”字形，阀瓣膜53上端固定在阀门内壁上，底端设有密封塞54或密封块；阀门入口端内腔为圆筒状，结合图5所示的，则阀瓣膜53为其侧边依次密封连接的至少三片，其上端均固定在阀门内壁上，其弧度使各阀瓣膜53下端恰能够互相推抵，阀瓣膜53下端围绕成的孔内设有橡胶密封塞54，密封塞54的塞头拔出方向为向下。两相邻阀瓣膜53侧边之间的密封结构为分别设置在该两侧边且彼此咬合的密封密封胶条531，迷宫密封胶条531为交错设置的至少两层带有矩形牙的胶条；如图6所示的，为分别设置在相邻两阀瓣膜侧边上的迷宫密封胶条531A(图中531A1表示该密封胶条的第一层矩形牙，531A2表示该密封胶条的第二层矩形牙)和迷宫密封胶条531B(图中531B1表示该密封胶条的第一层矩形牙，531B2表示该密封胶条的第二层矩形牙)，图6a中为实际并列设置的两层胶条的平面位置关系示意图，目的是为了便于清楚表述两层密封胶条位置如何交错排列；图6b为并列设置的两层胶条的侧视图。

该压差自力阀采用仿生学原理，仿生人体心脏瓣膜，如图所示，在反应堆一回路正常工作时，阀瓣膜受到向上的压力，作用在其弧形面上使阀瓣膜更加聚拢收缩，迷宫密封胶条和密封塞保持绝对密封性能；无任何能动部件，因而不需要运行维护；当停堆发生时，阀门内压差作用下使阀瓣膜上压力方向转变，作用在阀瓣膜内表面上使其逐渐伸张，继而底部围拢的孔扩大使密封塞受压冲开，流体以该孔为突破口造成的冲击力能在极短时间内破坏阀瓣膜间的迷宫密封结构，并在该冲击下，阀瓣膜与阀门内壁间的连接点处的应力作用下产生脆性破坏，以此完全打开流通通道。密封塞和阀瓣膜上均通过链条连接在阀门内壁上以避免阀瓣膜结构被破坏后进入一回路通道。

由于此压差自力阀是在自然力直接作用下动作，具有准确无误的本质特性，因而不必为减少其不动作概率而设置平行的备用设备，也无需为防止其误动作而在管线上串联一个常开电动截止阀。这样，与现有技术中需要由自动控制系统控制的能动阀相比，采用依靠自然力直接触发启动的压差自力阀在把其失误由现有技术的低概率转为绝对零的同时，又最大限度地简化了其系统设备与运行管理。

压差自力阀两侧管道内置压力传感器，并在阀体上设置阀位指示器(图中未标示)，以在反应堆一回路正常工作时对管内流体压力和阀门开启情况进行监测、预警，及时了解阀门是否失效。

高压安全注水箱27内充以压缩氮气，其压力略低于反应堆一回路压力允许值的下限。在事故条件下，当一回路内压力降至低于此氮气压力时，压差自力阀33自然转入开通状态，高压安全注水箱27内的存水经疏水阀31、常开电动截止阀32、压差自力阀33、高压安全注水管34及安全注水管24注入压水堆23内的冷水下降通道，然后直抵堆芯1的入口。高压安全注水箱30内的容量有限，但当反应堆一回路发生事故降压后它的反应最快，确保对堆芯1的不间断冷却能力，但注水可持续时间受其容积限制。

中压安全注水箱29的工作原理与高压注水箱30完全相同，只是其氮气压力约相当于一回路额定工作压力值的一半，存量更大，启动后能保持相对更长一些时间的安全注水能力。

低压安全注水的水源为常压大容积水池14，在事故过程中当一回路压力接近安全壳内压力平衡值时，压差自力阀36在常压大容积水池14内水静压的作用下自然转为开通状态，于是池水通过常开电动截止阀37、压差自力阀36、低压安全注水管35及安全注水管24注入压水堆23。常压大容积水池14内的水容积是千吨数量级的，可以持续较长时间的低压安全注水。待低压注水完成后整个压水堆23将处于完全被淹没状态，形成对堆芯1可靠的安全冷却条件。

在AP1000压水堆核电站中，后果最为严重的大破口LOCA事故为反应堆一回路入口管道断裂或安全注水入口管道断裂。这时大部分安全注水绕过堆芯而直接涌向管道断口，且喷发的速度最大，一回路内降压速度最快，而且在其注水的后期安注箱内的压缩氮气通过堆芯，虽然其在压缩状态下的体积只有十几立方米，但随堆内的降压过程其体积将膨胀几十倍，因而堆芯内形成较大范围的燃料元件表面弥漫式膜态沸腾区，明显恶化了燃料元件的冷却条件。在这种工况下部分燃料元件有可能被烧毁。为解决这一问题，在实用新型中的高、中压注水箱的出口分别加设了疏水阀31、40及28、48。这些疏水阀与电厂汽轮机给水回热加热器上凝结水出口的疏水阀相同，当其阀芯被水淹没时处于悬浮位置使疏水阀保持开通状态，这时水可以通过；而当疏水过程完成后阀芯被汽(或气)包围时，则依靠自重作用下落关闭管道，所以疏水阀只允许水通过，并阻挡蒸汽或气体的流通。这也是一个自然过程。同时将高、中压安全注水设立并列的各自独立的两组，并在一回路反应堆入口管道及安全注水管道入口的堆内一侧加设止回阀，因而完全消除了大破口LOCA事故工况下堆芯内产生燃料元件表面弥漫式膜态沸腾的条件。

如图7所示，安全壳冷却系统：包括储水凝结装置和空冷凝汽装置。

储水凝结装置由常压水箱58、板式凝汽器59及排水管60组成。板式凝气器59上端为自由开口，直通安全壳内的空间。板式凝气器59浸于常压水箱58内并通过排水管60连通至常压水箱外。在事故条件下当安全壳18内充满蒸汽时，蒸汽从板式凝汽器上方的开口自由进入，凝结成水后经过排水管60返回常压大容积水池14。如在常压水箱58内盛装二千吨左右存水，即足以吸纳反应堆一回路内全部存水的显热，或凝结主蒸汽管7在安全壳内断裂时泄漏出蒸汽的汽化潜热。

第二部分为空冷凝汽装置，它由空冷凝汽器64、输汽管63与回水管65组成。安全壳由外层安全壳17和钢制安全壳18构成，空冷凝汽器64布置于两层安全壳之间的空间内，位于钢制安全壳18的顶部高度。空冷凝汽器64上部通过输汽管63连通至钢制安全壳18内，输汽管63高于板式凝汽器59，空气凝汽器64下部通过回水管65进入钢制安全壳18内且回水管65低于板式凝汽器59。冷却空气由空冷凝汽器64的下端进入，吸收蒸汽凝结热后向上自然浮升，最终通过安全壳17的顶部排气口61进入大气。输汽管63与回水管65的一端均为自由开口，不设任何阀门。当钢制安全壳内无论出于什么原因出现蒸汽时，都随时在空冷凝汽器内凝结后，经回水管65靠水的自重返回一回路的常压大容积水池14。

由于安全壳内各水源的总热容可以吸纳停堆后24小时之内累积的堆芯余热与一回路水的全部显热，因而依靠钢制安全壳18接近一万平米的外表面积及空冷凝汽器64的传热面积，通过空气自然对流将蒸汽凝结热直接传入大气，只要其总传热量能力达到核反应堆额定功率的千分之五左右，此系统在任何事故发生后即可以自然地为反应堆系统提供无期限的安全冷却能力。

以上所述仅是本实用新型的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本实用新型原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也应视为本实用新型的保护范围。

Claims (10)

1.一种压水堆非能动保护系统，其特征在于：包括

余热冷却系统：其至少由反应堆一回路以及用于在反应堆一回路停堆后对压水堆堆水余热冷却的堆芯余热冷却系统构成，反应堆一回路和堆芯余热冷却系统之间能够通过单向阀连通；

安全注水系统：其包括高压注水系统、中压注水系统和低压注水系统，三者均与压力壳的进出口连通用于反应堆一回路停堆降压后对压力壳内注水；该三个注水系统与压力壳连通的注水管路上均设置非能动压差自力阀，所述压差自力阀阀门外壳内部的入口端内壁上设有阀瓣膜，阀瓣膜具有向下弯曲的弧度使阀瓣膜的纵切面为倒置的“人”字形，阀瓣膜上端固定在阀门内壁上，底端设有密封塞；以及

安全壳冷却系统：包括储水凝结装置和空冷凝汽装置用于反应堆一回路停堆后冷却安全壳内的堆芯余热。

2.根据权利要求1所述的保护系统，其特征在于：所述反应堆一回路包括堆芯、堆芯上部一侧出口连通一回路冷管道，一回路冷管道通过主循环泵连通至蒸汽发生器底部进口；蒸汽发生器上部连通二回路给水管道且蒸汽发生器顶部连通二回路主蒸汽管道，蒸汽发生器底部出口通过一回路热管道连通至堆芯进口，堆芯外设有压力壳。

3.根据权利要求2所述的保护系统，其特征在于：所述堆芯余热冷却系统包括：常压大容积水池，其内设有提升筒，提升筒内设有余热冷却器；常压大容积水池的顶部出口通过送水管连通池水空冷器上部进口，池水空冷器下部出口通过回水管连通至大容积水池底部进口，池水空冷器的出口高于大容积水池进口，池水空冷器的进口不高于大容积水池的出口；一回路热管道上通过连接管连通至单向阀进口，单向阀出口连通热水管，热水管穿过余热冷却器并连通冷水管，冷水管回流至堆芯；单向阀底部通过脐带管连通至一回路冷管道，脐带管上设有止回阀。

4.根据权利要求1所述的保护系统，其特征在于：所述高压注水系统包括高压安全注水箱，中压注水系统包括中压安全注水箱，低压注水系统包括常压大容积水池；

压力壳两侧的进口和出口均连通有安全注水管，两侧安全注水管上均连通高压安全注水箱，且两侧安全注水管上均连通低压安全在注水箱，且两侧安全注水管之间通过低压安全注水管连通，低压安全注水管连通常压大容积水池；在各安全注水管与各安全注水箱之间的管路上均依次设置非能动的所述压差自力阀、常开电动截止阀和疏水阀。

5.根据权利要求1所述的保护系统，其特征在于：所述阀瓣膜为其侧边依次密封连接的至少三片，其上端均固定在阀门内壁上，其弧度使各阀瓣膜下端恰能够互相推抵，阀瓣膜下端围绕成的孔内设有橡胶密封塞，密封塞的塞头拔出方向为向下。

6.根据权利要求5所述的保护系统，其特征在于：两相的所述阀瓣膜侧边之间的密封结构为分别设置在该两侧边且彼此咬合的密封密封胶条，迷宫密封胶条为交错设置的至少两层带有矩形牙的胶条。

7.根据权利要求4所述的保护系统，其特征在于：高压安全注水箱和中压安全注水箱内均充以压缩氮气，高压安全注水箱的压力低于反应堆一回路压力允许值的下限且大于中压安全注水箱氮气压力，中压安全注水箱的氮气压力相当于反应堆一回路额定工作压力值的一半，低压安全注水的水源为常压大容积水池。

8.根据权利要求1所述的保护系统，其特征在于：储水凝结装置包括常压水箱、板式凝汽器及排水管；板式凝气器上端为自由开口，直通安全壳内的空间；板式凝气器浸于常压水箱内并通过排水管连通至常压水箱外。

9.根据权利要求8所述的保护系统，其特征在于：空冷凝汽装置包括空冷凝汽器、输汽管与回水管；安全壳由外层安全壳和钢制安全壳构成，空冷凝汽器布置于两层安全壳构成的之间的空间内，位于钢制安全壳的顶部高度；空冷凝汽器上部通过输汽管连通至钢制安全壳内，输气管高于板式凝汽器，空气凝汽器下部通过回水管进入钢制安全壳内且回水管低于板式凝汽器。

10.一种在压水堆非能动保护系统中使用的压差自力阀，其特征在于：压差自力阀阀门外壳内部的入口端内壁上设有阀瓣膜，阀瓣膜具有向下弯曲的弧度使阀瓣膜的纵切面为倒置的“人”字形，阀瓣膜上端固定在阀门内壁上，底端设有密封塞。