CN206946957U - 用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统 - Google Patents

用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统 Download PDF

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曾畅
邓坚
高颖贤
于德勇
李喆
张明
任云
喻娜
张丹
初晓
周科
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Abstract

本实用新型公开了用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,包括安全壳以及一体化反应堆,在蒸汽发生器二次侧出口设有两个主蒸汽管线,在主蒸汽管线上均设有防旁通隔离阀,旁通隔离阀位于安全壳的内侧,两个主蒸汽管线的末端连接合并形成蒸汽母线,在蒸汽发生器内设有温度传感器,温度传感器与控制器电连接,旁通隔离阀的执行部与控制器电连接。当温度传感器检测到蒸汽发生器内部温度达到650℃时,温度传感器将检测信号发送至控制器,经过控制器的识别,然后将控制命令发送至防旁通隔离阀的执行部动作,防旁通隔离阀则开始关闭,由一回路中流入蒸汽发生器二次侧处的放射性物质则被隔绝在安全壳内,限制放射性物质向外释放。

Description

用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统
技术领域
本实用新型涉及核设备领域,具体涉及用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统。
背景技术
一体化反应堆是指冷却剂的一回路和二回路之间的蒸汽发生器与堆芯一起装在反应堆容器内的反应堆;结构紧凑,系统简单,设备体积和安装面积均小,一回路冷却剂阻力小,有利于热交换,整个系统的建造装配均可在工厂进行,减少现场安装工作量。而在现有技术中,反应堆在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后,由于蒸汽发生器一次侧压力高于二次侧压力,一次侧的冷却剂通过破损的蒸汽器传热管进入二次侧,一次侧中的放射性物质也随冷却剂进入二次侧,事故过程中位于安全壳外的蒸汽发生器安全阀由于压力整定值达到被打开,即反应堆一回路中的放射性物质通过蒸汽发生器传热管破口流入蒸汽发生器二次侧,放射性物质通过蒸汽发生器安全阀释放,使得放射性物质旁通安全壳向大气环境释放,对环境安全造成放射性污染的风险。
实用新型内容
本实用新型目的在于提供用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,避免在发生SGTR事故后向大气环境中释放放射性物质,以提高核电厂的安全性。
本实用新型通过下述技术方案实现:
用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,包括安全壳以及置于安全壳内的一体化反应堆,在所述一体化反应堆中的蒸汽发生器二次侧出口设置有两个主蒸汽管线,在每一个所述主蒸汽管线上均设有防旁通隔离阀,所述旁通隔离阀位于安全壳的内侧,且两个所述主蒸汽管线的末端连接合并形成蒸汽母线,在所述一体化反应堆中的蒸汽发生器内设有温度传感器,所述温度传感器与控制器电连接,且所述旁通隔离阀的执行部与控制器电连接。针对现有技术中,反应堆在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时,放射性物质会随一回路中的冷却剂一并由该缺口进入至蒸汽发生器的二次侧中,并且由于蒸汽发生器中一次侧的压力大于其二次侧的压力,此时用于减压的蒸汽发生器安全阀会达到临界值而打开,放射性物质则沿安全阀向外界释放,进而造成严重的核污染;对此,发明人对现有的小型压水堆进行改进,通过采用一体化反应堆,即堆芯与蒸汽发生器被密封在压力容器内且置于安全壳内,同时在蒸汽发生器的二次侧出口上设有两条主蒸汽管线,且在主蒸汽管线位于安全壳内侧的局部段上设置防旁通隔离阀,正常工况下,蒸汽发生器二次侧出口的蒸汽通过两个主蒸汽管线穿出安全壳后相互连接构成蒸汽母线,该蒸汽母线直接与汽轮机连通,温度传感器固定在蒸汽发生器内,当温度传感器检测到蒸汽发生器内部温度达到650℃(该温度值是判定蒸汽发生器传热管是否发生破裂的标准)时,温度传感器将检测信号发送至控制器,经过控制器的识别,然后将控制命令发送至防旁通隔离阀的执行部动作,防旁通隔离阀则开始关闭,此时,由一回路中流入蒸汽发生器二次侧处的放射性物质则被隔绝在安全壳内,限制放射性物质向外释放,即避免了对外界环境造成核污染;而反应堆的衰变热则通过一次侧的非动能余热排出系统导出,无需再通过二次侧进行导热,以维持反应堆的安全稳定。其中,蒸汽发生器出口设置两条主蒸汽管线,考虑了蒸汽管线的冗余性,两条主蒸汽管线最终汇成蒸汽母线以冲转汽轮机。
在每一个所述主蒸汽管线设有多个主蒸汽安全阀,且多个所述主蒸汽安全阀位于所述安全壳的外侧。通过多个主蒸汽安全阀的分组设置开启压力,以保障蒸汽管道不超压,进而保障蒸汽系统的边界完整性。
在每一个所述主蒸汽管线上还设有主蒸汽隔离阀组,所述主蒸汽隔离阀组包括与主蒸汽管线连通的旁通管、设置在主蒸汽管线上的隔离阀Ⅰ以及设置在旁通管上的两个隔离阀Ⅱ,所述隔离阀Ⅰ与两个隔离阀Ⅱ并联。主蒸汽隔离阀的设置是为了避免在一些特定工况下,蒸汽流量的持续喷放导致反应堆堆芯过冷,由于反应堆的温度负反馈作用,导致堆芯功率过高,威胁反应堆安全,以及避免低品质的蒸汽损害汽轮机运行;隔离阀Ⅰ与两个隔离阀Ⅱ并联设置是为了避免单个隔离阀误动作导致的主蒸汽管线隔离,降低阀门误动作对核电厂运行的影响。
在所述一体化反应堆中的蒸汽发生器内还设有压力传感器,所述压力传感器与控制器电连接。在SGTR事故发生前,蒸汽发生器中一次侧的压力大于其二次侧的压力,当SGTR事故发生后,蒸汽发生器中一次侧通过破裂口与二次侧连通,致使二次侧的压力降快速上升,在蒸汽发生器内设置压力传感器,能够在第一时间对蒸汽发生器的二次侧压力进行检测,当二次测的压力超过压力传感器的设定值时,压力传感器将检测数据快速发送至控制器,最后由控制器发出控制命令,防旁通隔离阀关闭,即使得放射性物质始终被屏蔽在安全壳内,以方便工作人员进行停堆维护。通过压力传感器和温度传感器的实时监测,以实现防旁通隔离阀的及时关闭,确保在SGTR事故发生过程中无任何放射性物质外排。
在所述一体化反应堆中的蒸汽发生器内还设有放射性物质剂量检测器,所述放射性物质剂量检测器与控制器电连接。当SGTR事故发生后,蒸汽发生器中一次侧通过破裂口与二次侧连通,放射性物质随一回路中的冷却剂从破裂口进入至蒸汽发生器中,在蒸汽发生器内设置的放射性物质剂量检测器能够对进入的放射性物质进行检测,然后将检测数据快速发送至控制器,最后由控制器发出控制命令,防旁通隔离阀关闭,即使得放射性物质始终被屏蔽在安全壳内,以方便工作人员进行停堆维护。通过放射性物质剂量检测器和温度传感器的实时监测,以实现防旁通隔离阀的及时关闭,确保在SGTR事故发生过程中无任何放射性物质外排。
本实用新型与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
1、本实用新型用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,当温度传感器检测到蒸汽发生器内部温度达到650℃(该温度值是判定蒸汽发生器传热管是否发生破裂的标准)时,温度传感器将检测信号发送至控制器,经过控制器的识别,然后将控制命令发送至防旁通隔离阀的执行部动作,防旁通隔离阀则开始关闭,此时,由一回路中流入蒸汽发生器二次侧处的放射性物质则被隔绝在安全壳内,限制放射性物质向外释放,即避免了对外界环境造成核污染;
2、本实用新型用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,通过压力传感器和温度传感器的实时监测,以实现防旁通隔离阀的及时关闭,确保在SGTR事故发生过程中无任何放射性物质外排;
3、本实用新型用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,在蒸汽发生器内设置的放射性物质剂量检测器能够对进入的放射性物质进行检测,然后将检测数据快速发送至控制器,最后由控制器发出控制命令,防旁通隔离阀关闭,即使得放射性物质始终被屏蔽在安全壳内,以方便工作人员进行停堆维护。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本实用新型实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本实用新型实施例的限定。在附图中:
图1为本实用新型的结构示意图;
图2为本实用新型的检测控制框图。
附图中标记及对应的零部件名称:
1-主蒸汽管线、2-一体化反应堆、3-防旁通隔离阀、4-安全壳、5-主蒸汽安全阀、6-主蒸汽隔离阀组、7-蒸汽母线。
具体实施方式
为使本实用新型的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本实用新型作进一步的详细说明,本实用新型的示意性实施方式及其说明仅用于解释本实用新型,并不作为对本实用新型的限定。
实施例1
如图1和图2所示,本实施例包括安全壳4以及置于安全壳4内的一体化反应堆2,在所述一体化反应堆2中的蒸汽发生器二次侧出口设置有两个主蒸汽管线1,在每一个所述主蒸汽管线1上均设有防旁通隔离阀3,所述旁通隔离阀位于安全壳4的内侧,且两个所述主蒸汽管线1的末端连接合并形成蒸汽母线7,在所述一体化反应堆2中的蒸汽发生器内设有温度传感器,所述温度传感器与控制器电连接,且所述旁通隔离阀的执行部与控制器电连接。
本实施例通过采用一体化反应堆2,即即堆芯与蒸汽发生器被密封在压力容器内且置于安全壳4内,同时在蒸汽发生器的二次侧出口上设有两条主蒸汽管线1,且在主蒸汽管线1位于安全壳4内侧的局部段上设置防旁通隔离阀3,正常工况下,蒸汽发生器二次侧出口的蒸汽通过两个主蒸汽管线1穿出安全壳4后相互连接构成蒸汽母线7,该蒸汽母线7直接与汽轮机连通,温度传感器固定在蒸汽发生器内,当温度传感器检测到蒸汽发生器内部温度达到650℃(该温度值是判定蒸汽发生器传热管是否发生破裂的标准)时,温度传感器将检测信号发送至控制器,经过控制器的识别,然后将控制命令发送至防旁通隔离阀3的执行部动作,防旁通隔离阀3则开始关闭,此时,由一回路中流入蒸汽发生器二次侧处的放射性物质则被隔绝在安全壳4内,限制放射性物质向外释放,即避免了对外界环境造成核污染;而反应堆的衰变热则通过一次侧的非动能余热排出系统导出,无需再通过二次侧进行导热,以维持反应堆的安全稳定。其中,蒸汽发生器出口设置两条主蒸汽管线1,考虑了蒸汽管线的冗余性,两条主蒸汽管线1最终汇成蒸汽母线7以简化汽轮机的需求设置。
在每一个所述主蒸汽管线1设有多个主蒸汽安全阀5,且多个所述主蒸汽安全阀5位于所述安全壳4的外侧。通过多个主蒸汽安全阀5的分组设置开启压力,以保障蒸汽管道不超压,进而保障蒸汽系统的边界完整性。
在每一个所述主蒸汽管线1上还设有主蒸汽隔离阀组6,所述主蒸汽隔离阀组6包括与主蒸汽管线1连通的旁通管、设置在主蒸汽管线1上的隔离阀Ⅰ以及设置在旁通管上的两个隔离阀Ⅱ,所述隔离阀Ⅰ与两个隔离阀Ⅱ并联。主蒸汽隔离阀6的设置是为了避免在一些特定工况下,蒸汽流量的持续喷放导致反应堆堆芯过冷,由于反应堆的温度负反馈作用而导致堆芯功率过高以至于威胁反应堆安全,以及避免低品质的蒸汽损害汽轮机运行;隔离阀Ⅰ与两个隔离阀Ⅱ并联设置是为了避免单个隔离阀误动作导致的主蒸汽管线1隔离,降低阀门误动作对核电厂运行的影响。
本实施例中,除温度传感器可对蒸汽发生器内的温度进行检测并发送检测数据至控制器,进而来实现触发防旁通隔离阀3关闭外,还存在另外两种检测方式:其一,在SGTR事故发生前,蒸汽发生器中一次侧的压力大于其二次侧的压力,当SGTR事故发生后,蒸汽发生器中一次侧通过破裂口与二次侧连通,致使二次侧的压力降快速上升,在蒸汽发生器内设置压力传感器,能够在第一时间对蒸汽发生器的二次侧压力进行检测,当二次测的压力超过压力传感器的设定值时,压力传感器将检测数据快速发送至控制器,最后由控制器发出控制命令,防旁通隔离阀3关闭,即使得放射性物质始终被屏蔽在安全壳4内,以方便工作人员进行停堆维护。通过压力传感器和温度传感器的实时监测,以实现防旁通隔离阀3的及时关闭,确保在SGTR事故发生过程中无任何放射性物质外排。
其二,当SGTR事故发生后,蒸汽发生器中一次侧通过破裂口与二次侧连通,放射性物质随一回路中的冷却剂从破裂口进入至蒸汽发生器中,在蒸汽发生器内设置的放射性物质剂量检测器能够对进入的放射性物质进行检测,然后将检测数据快速发送至控制器,最后由控制器发出控制命令,防旁通隔离阀3关闭,即使得放射性物质始终被屏蔽在安全壳4内,以方便工作人员进行停堆维护。通过放射性物质剂量检测器和温度传感器的实时监测,以实现防旁通隔离阀3的及时关闭,确保在SGTR事故发生过程中无任何放射性物质外排。
其中,防旁通隔离阀3为常开的电动闸阀。
以上所述的具体实施方式,对本实用新型的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本实用新型的具体实施方式而已,并不用于限定本实用新型的保护范围,凡在本实用新型的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本实用新型的保护范围之内。

Claims (5)

1.用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,包括安全壳(4)以及置于安全壳(4)内的一体化反应堆(2),其特征在于:在所述一体化反应堆(2)中的蒸汽发生器二次侧出口设置有两个主蒸汽管线(1),在每一个所述主蒸汽管线(1)上均设有防旁通隔离阀(3),所述旁通隔离阀(3)位于安全壳(4)的内侧,且两个所述主蒸汽管线(1)的末端连接合并形成蒸汽母线(7),在所述一体化反应堆(2)中的蒸汽发生器内设有温度传感器,所述温度传感器与控制器电连接,且所述旁通隔离阀(3)的执行部与控制器电连接。
2.根据权利要求1所述的用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,其特征在于:在每一个所述主蒸汽管线(1)设有多个主蒸汽安全阀(5),且多个所述主蒸汽安全阀(5)位于所述安全壳(4)的外侧。
3.根据权利要求1所述的用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,其特征在于:在每一个所述主蒸汽管线(1)上还设有主蒸汽隔离阀组(6),所述主蒸汽隔离阀组(6)包括与主蒸汽管线(1)连通的旁通管、设置在主蒸汽管线(1)上的隔离阀Ⅰ以及设置在旁通管上的两个隔离阀Ⅱ,所述隔离阀Ⅰ与两个隔离阀Ⅱ并联。
4.根据权利要求1~3任一项所述的用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,其特征在于:在所述一体化反应堆(2)中的蒸汽发生器内还设有压力传感器,所述压力传感器与控制器电连接。
5.根据权利要求1~3任一项所述的用于防止压水堆放射性物质释放的管路系统,其特征在于:在所述一体化反应堆(2)中的蒸汽发生器内还设有放射性物质剂量检测器,所述放射性物质剂量检测器与控制器电连接。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN110689973A (zh) * 2019-09-18 2020-01-14 上海电力大学 一种传热管破裂事故下核电站一回路降压控制方法

Cited By (4)

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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