CN210692106U - 一种核电站卸压系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型提供一种核电站卸压系统，所述核电站卸压系统包括：压力容器、N个蒸汽发生器、内置换料水箱和稳压器。所述压力容器通过热管段与蒸汽发生器连接，所述稳压器的一端通过波动管与压力容器连接，所述稳压器的另一端通过卸压阀与管路通向所述内置换料水箱。所述本实用新型实施例实现了通过稳压器、卸压阀及对应管路将超压事故时的高温高压流体直接排入内置换料水箱中进行冷凝，从而解决了现有技术中稳压器卸压装置中的卸压箱承压能力有限，安全性较低的问题。

Description

一种核电站卸压系统

技术领域

本实用新型涉及核电站安全控制技术领域，尤其涉及一种核电站卸压系统。

背景技术

目前在压水堆核电站中，需要利用卸压系统实现事故下流体的迅速冷凝与收集，将放射性裂变产物滞留在水中，减少向环境的放射性释放，并减小安全壳内的压力。

而现有技术中卸压系统一般包括稳压器卸压装置与蒸汽发生器卸压排污子系统，稳压器卸压装置一般位于稳压器排放管线之后，卸压箱通过鼓泡管与稳压器相连，从而调节环路中的压力，卸压箱为下半部分盛水，上半部分充有氮气的密闭容器。当稳压器安全阀或严重事故卸压阀开启时，流体通过排放管线到卸压箱经鼓泡管排出，遇卸压箱的水后冷却和凝结。当卸压箱内绝对压力大于一定数值时，卸压箱内的安全爆破盘爆破，将流体直接排放到安全壳中，导致安全壳中大气放射性水平增加，进而会增加对外界环境的放射性释放。因此，现有技术中，由于卸压箱的承压能力有限，稳压器卸压装置存在安全性较低的问题。

实用新型内容

本实用新型实施例提供一种核电站卸压系统，以解决由于现有技术中卸压箱的承压能力有限，导致稳压器卸压装置存在安全性较低的问题。

本实用新型实施例提供了一种核电站卸压系统，包括：

包括压力容器、N个蒸汽发生器、内置换料水箱和稳压器：所述压力容器包括N个冷管段和N个热管段；

所述N个冷管段、所述N个热管段、所述N个蒸汽发生器和N个主泵形成具有N个环路的一回路；在一环路中，所述压力容器的热管口通过所述热管段与所述蒸汽发生器的一次侧入口连接，所述蒸汽发生器的一次侧出口通过过渡管段与主泵入口连接，主泵出口通过所述冷管段与所述压力容器的冷管口连接；

所述蒸汽发生器的二次侧的排污系统出口通过排污管道及第一开关阀与第一管路的第一端相连接，所述第一管路的第二端为开口端，且所述第一管路的第二端设置于所述内置换料水箱内；

所述稳压器的一端通过波动管与所述压力容器连接，所述稳压器的另一端通过卸压阀与所述第一管路连接；

其中，N为正整数。

可选的，所述卸压阀包括并联设置的至少三个安全阀，其中，不同的安全阀的第一门限值不同；当所述安全阀大于或等于对应的第一门限时，所述安全阀处于开启状态；当所述安全阀小于对应的第一门限时，所述安全阀处于关闭状态。

可选的，所述卸压阀还包括子阀门和控制器，所述子阀门与所述安全阀并联；所述控制器与所述子阀门电连接，用于控制所述子阀门开启，所述子阀门在小于第二门限值情况下处于关闭状态，所述第二门限值小于第一门限值。

可选的，所述核电站卸压系统还包括第二管路，所述第二管路的一端与所述第一管路连接，所述第二管路的另一端为开口端，且悬空设置；所述第二管路上设有第二开关阀。

可选的，所述控制器与所述第二开关阀电连接；其中，所述控制器用于在所述子阀门开启第一预设时长之后，控制所述第二开关阀开启；在所述子阀门关闭第二预设时长之后，控制所述第二开关阀关闭。

可选的，所述第一管路上设置有止回阀。

可选的，所述止回阀的数目为至少两个。

可选的，所述内置换料水箱为顶端开口设置的容纳箱。

可选的，所述内置换料水箱内设置有气体收容箱，所述气体收容箱与所述内置换料水箱的内壁固定连接，所述气体收容箱朝向所述内置换料水箱底端的一侧设有进气口；所述第一管路的第二端穿过所述进气口，位于所述气体收容箱内。

可选的，所述第一管路的第二端设有喷雾头，所述喷雾头位于所述气体收容箱的内部。

本实用新型实施例通过将稳压器的一端通过波动管与压力容器连接，另一端通过卸压阀与内置换料水箱连接，将事故发生时稳压器中的流体通过卸压阀直接排入内置换料水箱中，高温高压流体在内置换料水箱中迅速冷凝，从而使得放射性裂变产物滞留在水中，因此解决了现有技术中稳压器卸压装置中的卸压箱承压能力有限，安全性较低的问题。

附图说明

为了更清楚地说明本实用新型实施例的技术方案，下面将对本实用新型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实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获取其他的附图。

图1是本实用新型核电站卸压系统的示意图。

具体实施方式

下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型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实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获取的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。

除非另作定义，本实用新型中使用的技术术语或者科学术语应当为本实用新型所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。本实用新型中使用的“第一”、“第二”以及类似的词语并不表示任何顺序、数量或者重要性，而只是用来区分不同的组成部分。同样，“一个”或者“一”等类似词语也不表示数量限制，而是表示存在至少一个。“连接”或者“相连”等类似的词语并非限定于物理的或者机械的连接，而是可以包括电性的连接，不管是直接的还是间接的。“上”、“下”、“左”、“右”等仅用于表示相对位置关系，当被描述对象的绝对位置改变后，则该相对位置关系也相应地改变。

参照图1，本实用新型实施例提供了一种核电站卸压系统，该核电站卸压系统包括：压力容器10、N个蒸汽发生器20、内置换料水箱30和稳压器40：所述压力容器10包括N个冷管段51和N个热管段52；所述N个冷管段51、所述N个热管段52、所述N个蒸汽发生器20和N个主泵形成具有N个环路的一回路；在一环路中，所述压力容器10的热管口12通过所述热管段52与所述蒸汽发生器20的一次侧入口21连接，所述蒸汽发生器20的一次侧出口23通过过渡管段54与主泵入口连接，主泵出口通过所述冷管段51与所述压力容器10的冷管口11连接；所述蒸汽发生器20的二次侧的排污系统出口22通过排污管道及第一开关阀61与第一管路53的第一端相连接，所述第一管路53的第二端为开口端，且所述第一管路53的第二端设置于所述内置换料水箱30内；所述稳压器40的一端通过波动管与所述压力容器10连接，所述稳压器40的另一端通过卸压阀62与所述第一管路53连接；其中，N为正整数。

上述压力容器10的结构可以根据实际需要进行设置，在本实用新型实施例中，上述N个冷管口11均匀分布在上述压力容器10的同一圆周上；上述N个热管口12均匀分布在上述压力容器10的同一圆周上。

进一步的，为了提升系统的安全性，防止管路中的液体发生泄漏，上述冷管段51与上述冷管口11的连接方式为密封连接。相应的，上述热管口12、蒸汽发生器20的一次侧入口21、蒸汽发生器20的二次侧排污系统出口22及上述蒸汽发生器20的一次侧出口23与对应管路的连接方式均为密封连接。

具体的，如图1所示，上述冷管段51的A端与核电站一回路中主泵的出口进行连接；上述过渡管段54的B端与核电站一回路中主泵的入口进行连接。

进一步的，上述稳压器40的形状可以根据实际需要进行设置，在本实用新型实施例中，为了更好地控制管路及压力容器10中的压力，上述稳压器40可以为两端设有开口的圆柱形容器，用于容纳管路中的部分高温高压流体。

在核电站正常运行时，上述核电站卸压系统处于可用状态，当发生超压事故时，上述稳压器40中的高温高压流体通过卸压阀62和第一管路53进入大容量的内置换料水箱30中冷却凝结，使得放射性裂变产物滞留在水中。

其中，由于高温高压流体可能具有一定的放射性，为了确保水质维持在良好状态，上述内置换料水箱30中可以设置有相应的去离子装置；为了加快高温高压流体的冷凝速度，上述内置换料水箱30中还可以设置有冷却装置。

本实用新型实施例通过将稳压器40的一端通过管路与压力容器10连接，另一端通过卸压阀62与内置换料水箱30连接，将事故发生时稳压器40中的流体通过卸压阀62直接排入内置换料水箱30中。高温高压流体在内置换料水箱30中迅速冷凝，从而使得放射性裂变产物滞留在水中，因此解决了现有技术中稳压器卸压装置中的卸压箱承压能力有限，安全性较低的问题。

需要说明的是，上述第一开关阀61可以与控制器连接，在核电站运行过程中，当发生SGTR(蒸汽发生器传热管破裂，steam generator tube rupture)事故，破损的蒸汽发生器20中水位过高时，可以控制上述第一开关阀61开启，破损蒸汽发生器20二次侧流体可以通过第一管路53直接进入内置换料水箱30中；当破损的蒸汽发生器20的水位下降到一定程度时，可以控制上述第一开关阀61关闭，从而实现了对蒸汽发生器20的排污卸压，避免了现有技术中破损的蒸汽发生器20中的流体通过转移管线进入其他完好的蒸汽发生器20，从而增加了完好的蒸汽发生器20的放射性，造成污染的问题，简化了蒸汽发生器20的排污结构设计，降低了系统的布置难度，在较小成本的情况下提升了事故下排污卸压功能的可靠性。

具体的，上述卸压阀62可以包括并联设置的至少三个安全阀621，其中，不同的安全阀621的第一门限值不同；当上述安全阀621大于或等于对应的第一门限时，上述安全阀621处于开启状态；当上述安全阀621小于对应的第一门限时，上述安全阀621处于关闭状态。

上述安全阀621中的第一门限为与之相连的管路内的压强，在发生DBC-3或DBC-4级一回路超压类事故时，安全阀621在压强达到第一门限时打开卸压，高温高压流体通过第一管路53进入内置换料水箱30中冷却凝结，在压强降至第一门限之下时，安全阀621关闭。

进一步的，上述卸压阀62还包括子阀门622和控制器，上述子阀门与上述安全阀621并联，上述控制器用于控制子阀门622的开启，当压强小于第二门限值时，子阀门622关闭，上述第二门限值小于第一门限值。

上述核电站卸压系统还包括第二管路55，上述第二管路55的一端与上述第一管路53连接，上述第二管路55的另一端为开口端，且悬空设置；上述第二管路55上设有第二开关阀63，上述控制器与上述第二开关阀63电连接，当上述子阀门622开启第一预设时长后，上述第二开关阀63受控开启；在上述子阀门622关闭第二预设时长后，上述第二开关阀63受控关闭。

其中，上述管路间的连接方式可以为焊接，上述管路与阀门之间的连接方式为密封连接。

需要说明的是，上述控制第一开关阀61开启和关闭的控制器与上述控制安全阀621和子阀门622的控制器为不同的控制器。

当核电站发生严重事故需要迅速降低一回路压力时，上述子阀门622受控制器控制开启，在经过第一预设时间后，上述第二开关阀63受控开启，高温高压流体通过第一管路53进入第二管路55，最终排放到安全壳内的大气中，使得压力容器10内部压力迅速降低；当压强降至第二门限之下后，上述子阀门622关闭，上述第二开关阀63经第二预设时间后关闭。

进一步的，为了防止流经上述第一管路53的高温高压流体回流，上述第一管路53上设置有止回阀64，为了防止止回阀64故障而导致止回功能失效，上述止回阀64的数量为至少两个。

具体的，上述安全阀621与上述第一管路53的连接处为第一连接处，上述第一管路53与第二管路55的连接处为第二连接处。第二连接处位于第一连接处与止回阀64之间。

上述内置换料水箱30的结构可以根据实际需要进行设置，在本实用新型实施例中，上述内置换料水箱30为顶端开口设置的容纳箱，其中，上述内置换料水箱30内设置有气体收容箱31，气体收容箱31与上述内置换料水箱30的外壁可以通过一连接杆固定连接。

其中，上述气体收容箱31朝向上述内置换料水箱30底端的一侧设有进气口，上述第一管路53的第二端穿过上述进气口，位于上述气体收容箱31内，且上述第一管路53的第二端设有喷雾头531，喷雾头531位于上述气体收容箱31的内部。

上述气体收容箱31在正常情况下箱体全部淹没在上述内置换料水箱30液面以下并充满水，当有高温高压流体卸出时，上述气体收容箱31收容其中的不溶于水的气体。

以上，仅为本实用新型的具体实施方式，但本实用新型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实用新型揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。因此，本实用新型的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (10)

1.一种核电站卸压系统，其特征在于，包括压力容器、N个蒸汽发生器、内置换料水箱和稳压器：所述压力容器包括N个冷管段和N个热管段；

所述N个冷管段、所述N个热管段、所述N个蒸汽发生器和N个主泵形成具有N个环路的一回路；在一环路中，所述压力容器的热管口通过所述热管段与所述蒸汽发生器的一次侧入口连接，所述蒸汽发生器的一次侧出口通过过渡管段与主泵入口连接，主泵出口通过所述冷管段与所述压力容器的冷管口连接；

所述蒸汽发生器的二次侧的排污系统出口通过排污管道及第一开关阀与第一管路的第一端相连接，所述第一管路的第二端为开口端，且所述第一管路的第二端设置于所述内置换料水箱内；

所述稳压器的一端通过波动管与所述压力容器连接，所述稳压器的另一端通过卸压阀与所述第一管路连接；

其中，N为正整数。

2.根据权利要求1所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述卸压阀包括并联设置的至少三个安全阀，其中，不同的安全阀的第一门限值不同；当所述安全阀大于或等于对应的第一门限时，所述安全阀处于开启状态；当所述安全阀小于对应的第一门限时，所述安全阀处于关闭状态。

3.根据权利要求2所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述卸压阀还包括子阀门和控制器，所述子阀门与所述安全阀并联；

所述控制器与所述子阀门电连接，用于控制所述子阀门开启，所述子阀门在小于第二门限值情况下处于关闭状态，所述第二门限值小于第一门限值。

4.根据权利要求3所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述核电站卸压系统还包括第二管路，所述第二管路的一端与所述第一管路连接，所述第二管路的另一端为开口端，且悬空设置；所述第二管路上设有第二开关阀。

5.根据权利要求4所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述控制器与所述第二开关阀电连接；

其中，所述控制器用于在所述子阀门开启第一预设时长之后，控制所述第二开关阀开启；在所述子阀门关闭第二预设时长之后，控制所述第二开关阀关闭。

6.根据权利要求1所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述第一管路上设置有止回阀。

7.根据权利要求6所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述止回阀的数目为至少两个。

8.根据权利要求1所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述内置换料水箱为顶端开口设置的容纳箱。

9.根据权利要求8所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述内置换料水箱内设置有气体收容箱，所述气体收容箱与所述内置换料水箱的内壁固定连接，所述气体收容箱朝向所述内置换料水箱底端的一侧设有进气口；所述第一管路的第二端穿过所述进气口，位于所述气体收容箱内。

10.根据权利要求9所述的核电站卸压系统，其特征在于，所述第一管路的第二端设有喷雾头，所述喷雾头位于所述气体收容箱的内部。

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