一种非能动核电站辅助降压系统，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有隔离阀和压力释放阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，所述压力释放阀的释放压力调整为安全壳内置换料水箱的水位压头值。
【技术实现步骤摘要】
本技术涉及一种辅助降压系统，具体而言涉及一种非能动核电站辅助降压系统。
技术介绍
安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则会对工作人员、周边居民以及生态环境带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产生的驱动力等来产生，无需泵及外部电源。因此，在提高了核电站的安全可靠性的同时大大简化了核电站的安全系统。现有的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯停止反应，主泵停机，蒸汽发生器出口的主蒸汽管线上的主蒸汽隔离阀关闭。由于主蒸汽隔离阀关闭，蒸汽发生器的二次侧内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机，蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。随着事故进程的发展，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入，主回路系统内的温度和压力不断下降，因而蒸汽发生器二次侧由起初的热阱变为热源，反而向主回路系统释放热量，这显然不利于主回路系统的冷却和降压。图4示出了在主回路系统冷段发生大约5cm小破口事故的情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化的曲线图。图4中，实线为主回路系统压力，虚线分别是两台蒸汽发生器二次侧的压力。通过图4可以看出，最初主回路系统压力P0高于蒸汽发生器二次侧内的压力，但是随着事故条件下主蒸汽隔离阀13的关闭，通过主回路系统的自然循环，部分反应堆堆芯余热传递给蒸汽发生器二次侧内的饱和冷却水，饱和冷却水蒸发使得蒸汽发生器二次侧内的压力升高。如图4所示，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入使得主回路系统的温度和压力逐步降低，蒸汽发生器二次侧内的压力将高于主回路系统的压力。相应的，蒸汽发生器二次侧内的换热介质的温度将高于主回路系统内换热介质的温度，U型管由于完全置于蒸汽发生器二次侧空间内，因此将导致过热蒸汽在U型管内部聚集，不再参与主回路冷却循环，这不利于主回路系统冷却和降压。因此，需要提供一种非能动核电站辅助降压系统，有效改善主回路系统冷却和降压，保证主回路系统及时得到补水和充分冷却，降低或者消除反应堆堆芯冷却风险，有助于改善核电站抗击小破口事故的能力。
技术实现思路
本技术的目的是提供一种新型的辅助降压系统，在非能动核电站中需要补偿或增强降压能力时，充分利用非能动核电站事故条件下，热蒸汽在系统或设备高处聚集的特性，利用辅助降压系统，排放或冷凝热蒸汽，达到快速有效降低系统压力的目的，以便重力驱动的安注系统（IRWST重力安注）能够顺利启动，保证系统及时得到补水和充分冷却，消除堆芯裸露风险，对于提高核电站应对超设计基准事故的能力，提升系统安全裕量，面向未来更高功率堆型技术开发都具有有益效果。根据本技术的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有隔离阀和压力释放阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，所述压力释放阀的释放压力调整为安全壳内置换料水箱的水位压头值。根据本技术的优选实施例，所述隔离阀为爆破阀门。根据本技术的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，若系统压力还未降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值，则压力释放阀开启，通过热蒸汽排放，辅助系统降压，在系统压力降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值以下，安全壳内置换料水箱安注启动，压力释放阀关闭，辅助降压停止工作。根据本技术的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有喷淋器、隔离阀和高位水箱，所述高位水箱与堆芯补水箱的压力平衡管线相接，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启。根据本技术的优选实施例，所述喷淋器为倒J型喷淋器。根据本技术的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，通过高位水箱连接管线对上封头进行冷却水注入。根据本技术的优选实施例，根据蒸汽潜热值，蒸汽及冷却水密度，按照下式进行冷却水注入量的估算：，其中，m为所需的冷却水量，V为上封头体积，为蒸汽密度，为潜热焓，为注入冷却水的过冷焓。根据本技术的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的一体化顶封头装置内的喷洒器，所述喷洒器包括一组或多组喷洒分配器，喷洒器连接到隔离阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，隔离阀连接到水源，所述一体化顶封头装置包括底部的进风口和顶部的出风口，其利用进风口和出风口将喷洒蒸发产生的蒸汽带出。根据本技术的优选实施例，所述水源为高位水箱，单独设置的水源，或已有的安全壳内置换料水箱。根据本技术的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，当安全壳内置换料水箱注入启动，注入管线流量>500t/h时，关闭隔离阀。附图说明下面将结合附图来详细地论述本技术的上述和其他方面，附图中：图1示出了非能动核电站的主回路系统。图2为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的示意图。图3为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的地坑长期冷却循环过程的示意图。图4示出了在小破口事故的情况下主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化的曲线图。图5为ACME试验台架2英寸小破口事故瞬态过程中，反应堆压力容器内的混合液位高度随时间变化曲线。图6为ACME试验台架2英寸小破口事故瞬态过程中，反应堆压力容器内的上封头内部温度随时间变化曲线。图7为倒J型喷淋器的结构示意图。图8示出了根据本技术的非能动核电站辅助降压系统的实施例。图9示出了根据本技术的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。图10示出了根据本技术的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。附体标记列表1反应堆堆芯2反应堆压力容器3主回路系统冷段4主回路系统热段5U型管6蒸汽发生器7蒸汽发生器冷腔室隔间8蒸汽发生器热腔室隔间9主泵10波动管11稳压器12主蒸汽管线13主蒸汽隔离阀14非能动余热排出热交换器15第一补水箱16第二补水箱17主补水箱18直接安注管19压力平衡管线20第一级自本文档来自技高网...
【技术保护点】
一种非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有隔离阀和压力释放阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，所述压力释放阀的释放压力调整为安全壳内置换料水箱的水位压头值。
【技术特征摘要】
1.一种非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有隔离阀和压力释放阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，所述压力释放阀的释放压力调整为安全壳内置换料水箱的水位压头值。2.根据权利要求1所述的非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，所述隔离阀为爆破阀门。3.根据权利要求1或2所述的非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，若系统压力还未降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值，则压力释放阀开启，通过热蒸汽排放，辅助系统降压，在系统压力降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值以下，安全壳内置换料水箱安注启动，压力释放阀关闭，辅助降压停止工作。4.一种非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有喷淋器、隔离阀和高位水箱，所述高位水箱与堆芯补水箱的压力平衡管线相接，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启。5.根据权利要求4所述的非能动核电站辅助降压系统，其特征在于，所述喷淋器为倒J型喷淋器。6.根据权利要求4或5所述的非能动核电站辅助降压系统...
【专利技术属性】
技术研发人员：李玉全，石洋，叶子申，房芳芳，石，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，国家核电技术有限公司，
类型：新型
国别省市：北京;11
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