CN209388717U - 核电站安全系统 - Google Patents

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China Nuclear Power Engineering Co Ltd
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China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
CGN Power Co Ltd
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Abstract

本实用新型公开了一种核电站安全系统，其包括安全壳内换料水箱、反应堆冷却剂系统，以及连接安全壳内换料水箱和反应堆冷却剂系统的安注泵和管线，其中，安注泵和反应堆冷却剂系统之间的管线上设有小流量管线，小流量管线上设有U型水封段。相对于现有技术，本实用新型核电站安全系统通过在小流量管线上设置U型水封段，避免在停堆的过程中，当安全壳内换料水箱水位下降导致小流量管线露出水面时空气进入管道内，从而可以避免安注泵的启动过程中出现水锤现象，确保安全系统的正常运行。

Description

核电站安全系统
技术领域
本实用新型属于核电技术领域，更具体地说，本实用新型涉及一种核电站安全系统。
背景技术
核电机组正常运行期间，安全系统处于备用状态，发生事故后安全系统需立即投入使用，以确保核反应堆的安全。运行经验表明，核电站正常运行期间，流体系统不凝结气体的产生、积聚和传输经常发生，在停堆后的事故工况下，安全系统投入运行，会在泵的启动过程中形成水锤现象，从而破坏管道和设备，甚至可能导致事故后安全系统因不凝结气体的存在无法立即投入使用，影响核电站的安全运行。
现有技术大都采用将换料水箱放置在安全壳内的配置形式，为了保护泵的运行，安注泵和安全壳热量导出系统的泵通常设置有小流量管线，在低流量下通过“泵从安全壳内换料水箱取水--泵加压--小流量管线--回到安全壳内水箱”的运行方式保护泵的运行。在机组功率运行工况下，安注泵/安全壳热量导出泵处于备用状态，小流量管线上的隔离阀处于开启状态，功安全系统泵(安注泵、安全壳热量导出泵)的小流量管线位于安全壳内换料水箱正常运行水位以下，此时不凝结性气体(空气)不会通过小流量管线进入泵后的管道中。
在核电站停堆工况下，安全壳内换料水箱中的水大部分都被输运到反应堆水池中，安全壳内换料水箱底部仅剩下少量的水。此时，小流量管线会露出安全壳内换料水箱水面并暴露在空气中，小流量管线上的隔离阀处于开启状态，小流量管线的布置具有一定的斜度，且泵后管线的标高高于安全壳内换料水箱，因此在重力的作用下，小流量管线内的水会进入安全壳内换料水箱中，小流量管线处于排空状态。不凝结性气体(空气)就会通过小流量管线进入泵后的管道中，使泵后管道内存在空气，如果此时事故发生，安注泵(MHSI泵、HHSI泵、LHSI泵)或安全壳热量导出泵启动，则在泵后的管道内就会产生水锤，影响安全系统的正常运行，进而危害核电站事故的处理，
因此，在停堆工况下有必要采取措施，以防止在停堆换料工况下，不凝结性气体(空气)经小流量管线进入泵后的管道中，避免在泵启动过程中水锤现象的产生，提高机组运行的安全性。
实用新型内容
本实用新型的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种具有理想安全性的核电站安全系统。
为了实现上述目的，本实用新型提供了一种核电站安全系统，其包括安全壳内换料水箱、反应堆冷却剂系统，以及连接安全壳内换料水箱和反应堆冷却剂系统的安注泵和管线，其中，安注泵和反应堆冷却剂系统之间的管线上设有小流量管线，小流量管线上设有U型水封段。
作为本实用新型核电站安全系统的一种改进，所述小流量管线上设有隔离阀，所述U型水封段位于隔离阀的上游。
作为本实用新型核电站安全系统的一种改进，所述小流量管线上设有隔离阀，所述U型水封段位于隔离阀的下游。
作为本实用新型核电站安全系统的一种改进，所述小流量管线靠近安全壳内换料水箱的一端在正常状态下在安全壳内换料水箱的水面以下。
相对于现有技术，本实用新型核电站安全系统通过在小流量管线上设置U型水封段，避免在停堆过程中，安全壳内换料水箱水位下降导致小流量管线露出水面时空气进入管道内，从而可以避免泵启动过程中水锤现象的发生，确保安全系统的正常运行。
附图说明
以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型核电站安全系统进行详细说明，其中：
图1为本实用新型提供的核电站安全系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本实用新型的实用新型目的、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，对本实用新型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实用新型，并不是为了限定本实用新型。
请参照图1所示，本实用新型提供的核电站安全系统包括：安全壳内换料水箱10、反应堆冷却剂系统20，以及连接安全壳内换料水箱10和反应堆冷却剂系统20的安注泵30和管线(未标注)，其中，安注泵30和反应堆冷却剂系统20之间的管线上连接有小流量管线40，小流量管线40上设有U型水封段50。
在图示实施方式中，小流量管线40上设有隔离阀400，U型水封段50可以位于隔离阀400的上游，也可以位于隔离阀400的下游。
在图示实施方式中，小流量管线40靠近安全壳内换料水箱10的一端在正常状态下在安全壳内换料水箱10的水面以下。在停堆换料工况下，小流量管线40上增设的U型水封段50可以防止不凝结性气体(空气)进入泵后的管道中，从而可以避免在泵启动过程中水锤现象的发生，确保安全系统的正常运行，提高核电站的安全性。
结合以上对本实用新型的详细描述可以看出，相对于现有技术，本实用新型核电站安全系统通过在安注泵30后的小流量管线40上设置U型水封段50，U型水封段50的上游管道(安注泵30后的管道)始终处于满水状态，小流量管线40内的水就不会完全排空，因此不凝结性气体(空气)就不会经小流量管线40进入安注泵30后的管道中。因此，可以避免在停堆过程中，安全壳内换料水箱10水位下降导致小流量管线40露出水面时空气进入管道内，避免泵启动过程中水锤现象的发生，确保安全系统的正常运行。
根据上述说明书的揭示和教导，本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型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，并不对本实用新型构成任何限制。

Claims (4)

1.一种核电站安全系统，其包括安全壳内换料水箱、反应堆冷却剂系统，以及连接安全壳内换料水箱和反应堆冷却剂系统的安注泵和管线，其特征在于：所述安注泵和反应堆冷却剂系统之间的管线上设有小流量管线，小流量管线上设有U型水封段。
2.根据权利要求1所述的核电站安全系统，其特征在于：所述小流量管线上设有隔离阀，所述U型水封段位于隔离阀的上游。
3.根据权利要求1所述的核电站安全系统，其特征在于：所述小流量管线上设有隔离阀，所述U型水封段位于隔离阀的下游。
4.根据权利要求1所述的核电站安全系统，其特征在于：所述小流量管线靠近安全壳内换料水箱的一端在正常状态下在安全壳内换料水箱的水面以下。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114171216A (zh) * 2021-10-27 2022-03-11 中国原子能科学研究院 一种非能动余热排出装置及核反应堆
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