压水堆非能动保护系统以及压差自力阀技术方案

本发明专利技术公开了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；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。

【技术实现步骤摘要】
压水堆非能动保护系统以及压差自力阀
本专利技术属于核能设备的安全设备
，涉及压水堆安全保护设备，具体为压水堆非能动保护系统。
技术介绍
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，特提出本专利技术。
技术实现思路
本专利技术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，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，本专利技术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，本专利技术与现有技术相比具有以下有益效果：本专利技术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是本专利技术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本专利技术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是本专利技术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.余热本文档来自技高网...

【技术保护点】
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。

【技术特征摘要】
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芯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；其中，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。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...

【专利技术属性】
技术研发人员：田力，徐刚，邱清，
申请(专利权)人：新核北京能源科技有限公司，
类型：发明
国别省市：北京;11