壓水堆非能動保護系統(tǒng)以及壓差自力閥的制作方法
【專利摘要】本實用新型公開了一種壓水堆非能動保護系統(tǒng)以及壓差自力閥。該壓水堆非能動保護系統(tǒng)，包括余熱冷卻系統(tǒng)：其至少由反應堆一回路以及用于在反應堆一回路停堆后對壓水堆堆水余熱冷卻的堆芯余熱冷卻系統(tǒng)構成；安全注水系統(tǒng)：其包括高壓注水系統(tǒng)、中壓注水系統(tǒng)和低壓注水系統(tǒng)，三者均與壓力殼的進出口連通用于反應堆一回路停堆降壓后對壓力殼內注水；該三個注水系統(tǒng)與壓力殼連通的注水管路上均設置非能動壓差自力閥，所述壓差自力閥閥門外殼內部的入口端內壁上設有閥瓣膜，閥瓣膜具有向下彎曲的弧度使閥瓣膜的縱切面為倒置的“人”字形，閥瓣膜上端固定在閥門內壁上，底端設有密封塞；以及安全殼冷卻系統(tǒng)用于反應堆一回路停堆后冷卻安全殼內的堆芯余熱。完全非能動，停堆作業(yè)安全性高。
【專利說明】
壓水堆非能動保護系統(tǒng)以及壓差自力閥
技術領域
[0001]本實用新型屬于核能設備的安全設備技術領域，涉及壓水堆安全保護設備，具體為壓水堆非能動保護系統(tǒng)以及安裝在該系統(tǒng)中的壓差自力閥。
【背景技術】
[0002]反應堆的突出特點之一就是停堆后剩余發(fā)熱量很大，在堆芯失冷水的條件下注定發(fā)生堆芯熔毀事故，因而停堆后對堆芯剩余發(fā)熱的安全冷卻刻不容緩，絕不容許有任何失誤發(fā)生。但是現(xiàn)有核電站的安全冷卻普遍采用能動系統(tǒng)設備，其一定的失效失誤概率從本質上說與停堆冷卻絕對確定無誤的要求是不相容的，因而在半個多世紀的核電發(fā)展史中曾數(shù)次出現(xiàn)過堆芯融化事故。
[0003]縱觀美國三里島核電站事故、前蘇聯(lián)切爾諾貝利石墨慢化大功率管式壓水堆的反應堆爆炸事故以及日本福島輕水堆核電站的堆芯熔毀事故，明顯可以看出，在反應堆安全冷卻系統(tǒng)中，人因錯誤與能動設備失效是造成稀有嚴重事故的決定性因素，是與核電確定無誤的堆芯余熱冷卻安全要求是絕對不能相容的。
[0004]為了提高核電的安全性，從其安全冷卻系統(tǒng)中排出具有失誤概率的不確定因素，從上世紀八十年代起，在核科技與工程界內逐漸對反應堆非能動安全冷卻給予了越耒越多的關注，其中最有代表性的是AP1000壓水堆核電站(西屋公司)設計。其堆芯余熱冷卻、一回路安全注水及安全殼冷卻系統(tǒng)的運行都采用了非能動方式，因而在一定程度上提高了壓水堆的安全性，將堆芯熔毀及向環(huán)境釋放大量放射性物質的嚴重事故概率比第二代壓水堆又降低了約兩個數(shù)量級。
[0005]但是在AP1000核電站中對這些安全冷卻系統(tǒng)的啟動仍然依靠自動控制系統(tǒng)發(fā)出的安全指令，用以去打開某種能動閥門(AP1000堆芯余熱冷卻系統(tǒng)中的常關氣動閥門以及安全注水系統(tǒng)與安全殼冷卻系統(tǒng)中的爆破閥)。然而自動控制系統(tǒng)與能動閥門都不可避免具有一定的失誤或失效概率，因而在AP1000核電站中尚不能將嚴重事故的發(fā)生概率降為零。其原因即在于AP1000核電站的安全冷卻系統(tǒng)中只是部分地實現(xiàn)了非能動原則(非能動的運行方式與能動的啟動方式)，因而AP1000核電站的安全仍是概率性質的。盡管其嚴重事故的發(fā)生概率極低，但因其后果完全不可接受，所以其風險仍是不可忽視的，而且這一風險也正是一些國家公眾反對核電的根本原因。
[0006]有鑒于此，特提出本實用新型。
【實用新型內容】
[0007]本實用新型要解決的技術問題在于克服現(xiàn)有技術的不足，提供一種完全非能動的壓水堆保護系統(tǒng)，利用熱能有高溫區(qū)向低溫區(qū)傳遞，勢能由高能區(qū)向低能區(qū)擴展的自然規(guī)律，將壓水堆內的高溫高壓破壞潛力轉化為動力，用以將堆芯余熱自然地由堆芯傳至最終熱阱;還提供一種安裝在該系統(tǒng)中的壓差自力閥，不需借助于自動控制系統(tǒng)、能動設備以及人為操作等這些含有一定失誤概率的不定因素的介入。
[0008]為解決上述技術問題，本實用新型采用技術方案的基本構思是:
[0009]一種壓水堆非能動保護系統(tǒng)，包括
[0010]余熱冷卻系統(tǒng):其至少由反應堆一回路以及用于在反應堆一回路停堆后對壓水堆堆水余熱冷卻的堆芯余熱冷卻系統(tǒng)構成，反應堆一回路和堆芯余熱冷卻系統(tǒng)之間能夠通過單向閥連通；
[0011 ]安全注水系統(tǒng):其包括高壓注水系統(tǒng)、中壓注水系統(tǒng)和低壓注水系統(tǒng)，三者均與壓力殼的進出口連通用于反應堆一回路停堆降壓后對壓力殼內注水;該三個注水系統(tǒng)與壓力殼連通的注水管路上均設置非能動壓差自力閥，所述壓差自力閥閥門外殼內部的入口端內壁上設有閥瓣膜，閥瓣膜具有向下彎曲的弧度使閥瓣膜的縱切面為倒置的“人”字形，閥瓣膜上端固定在閥門內壁上，底端設有密封塞；以及
[0012]安全殼冷卻系統(tǒng):包括儲水凝結裝置和空冷凝汽裝置用于反應堆一回路停堆后冷卻安全殼內的堆芯余熱。
[0013]上述的保護系統(tǒng)中，所述反應堆一回路包括堆芯、堆芯上部一側出口連通一回路冷管道，一回路冷管道通過主循環(huán)栗連通至蒸汽發(fā)生器底部進口 ；蒸汽發(fā)生器上部連通二回路給水管道且蒸汽發(fā)生器頂部連通二回路主蒸汽管道，蒸汽發(fā)生器底部出口通過一回路熱管道連通至堆芯進口，堆芯外設有壓力殼。
[0014]上述的保護系統(tǒng)中，所述堆芯余熱冷卻系統(tǒng)包括:常壓大容積水池，其內設有提升筒，提升筒內設有余熱冷卻器;常壓大容積水池的頂部出口通過送水管連通池水空冷器上部進口，池水空冷器下部出口通過回水管連通至大容積水池底部進口，池水空冷器的出口高于大容積水池進口，池水空冷器的進口不高于大容積水池的出口； 一回路熱管道上通過連接管連通至單向閥進口，單向閥出口連通熱水管，熱水管穿過余熱冷卻器并連通冷水管，冷水管回流至堆芯。
[0015]上述的保護系統(tǒng)中，單向閥底部通過臍帶管連通至一回路冷管道，臍帶管上設有止回閥。
[0016]上述的保護系統(tǒng)中，所述高壓注水系統(tǒng)包括高壓安全注水箱，中壓注水系統(tǒng)包括中壓安全注水箱，低壓注水系統(tǒng)包括常壓大容積水池；
[0017]壓力殼兩側的進口和出口均連通有安全注水管，兩側安全注水管上均連通高壓安全注水箱，且兩側安全注水管上均連通低壓安全在注水箱，且兩側安全注水管之間通過低壓安全注水管連通，低壓安全注水管連通常壓大容積水池;在各安全注水管與各安全注水箱之間的管路上均依次設置非能動的所述壓差自力閥、常開電動截止閥和疏水閥。
[0018]上述的保護系統(tǒng)中，所述閥瓣膜為其側邊依次密封連接的至少三片，其上端均固定在閥門內壁上，其弧度使各閥瓣膜下端恰能夠互相推抵，閥瓣膜下端圍繞成的孔內設有橡膠密封塞，密封塞的塞頭拔出方向為向下。
[0019]上述的保護系統(tǒng)中，兩相的所述閥瓣膜側邊之間的密封結構為分別設置在該兩側邊且彼此咬合的密封密封膠條，迷宮密封膠條為交錯設置的至少兩層帶有矩形牙的膠條。
[0020]上述的保護系統(tǒng)中，高壓安全注水箱和中壓安全注水箱內均充以壓縮氮氣，高壓安全注水箱的壓力低于反應堆一回路壓力允許值的下限且大于中壓安全注水箱氮氣壓力，中壓安全注水箱的氮氣壓力相當于反應堆一回路額定工作壓力值的一半，低壓安全注水的水源為常壓大容積水池。
[0021]上述的保護系統(tǒng)中，儲水凝結裝置包括常壓水箱、板式凝汽器及排水管;板式凝氣器上端為自由開口，直通安全殼內的空間；板式凝氣器浸于常壓水箱內并通過排水管連通至常壓水箱外。
[0022]上述的保護系統(tǒng)中，空冷凝汽裝置包括空冷凝汽器、輸汽管與回水管;安全殼由外層安全殼和鋼制安全殼構成，空冷凝汽器布置于兩層安全殼構成的之間的空間內，位于鋼制安全殼的頂部高度;空冷凝汽器上部通過輸汽管連通至鋼制安全殼內，輸氣管高于板式凝汽器，空氣凝汽器下部通過回水管進入鋼制安全殼內且回水管低于板式凝汽器。
[0023]采用上述技術方案后，本實用新型與現(xiàn)有技術相比具有以下有益效果:
[0024]本實用新型能夠直接觸發(fā)啟動安全冷卻系統(tǒng)，使堆芯余熱冷卻、事故工況下的緊急安全注水及安全殼冷卻裝置都實現(xiàn)完全非能動原則。這樣，在完全非能動安全壓水堆發(fā)生任何事故停堆后，相應的安全冷卻系統(tǒng)立即自然地轉入工作狀態(tài)，從啟動到后續(xù)運行，都不依靠對自動控制系統(tǒng)、任何能動設備及人為因素的介入，即可以提供對反應堆無限期的安全冷卻能力，消除核電站發(fā)生污染環(huán)境嚴重事故的風險，完成核電安全由概率性到確定性的轉化，利于建立新型無嚴重事故風險的核電站。
【附圖說明】
[0025]圖1是本實用新型系統(tǒng)余熱冷卻系統(tǒng)的反應堆一回路正常工作示意圖；
[0026]圖2是圖1中所示堆芯余熱冷卻系統(tǒng)工作示意圖；
[0027]圖3本實用新型安全注水系統(tǒng)的示意圖；
[0028]圖4是圖3中所示壓差自力閥的剖視圖；
[0029]圖5是圖4中所示壓差自力閥的俯視圖；
[0030]圖6a是圖5中所示迷宮密封膠條的平面示意圖；
[0031]圖6b是圖5中所示迷宮密封膠條的側視圖
[0032]圖7是本實用新型安全殼冷卻系統(tǒng)示意圖。
[0033]圖中:
[0034]1.堆芯；2.壓力殼;3.—回路冷管道;4.主循環(huán)栗;5.蒸汽發(fā)生器;6.二回路給水管道;7.二回路主蒸汽管道;8.—回路熱管道;9.連接管；10.單向閥；11.熱水管；12.余熱冷卻器；13.提升筒；14.常壓大容積水池；15.送水管；16.池水空冷器；17.外層安全殼；18.鋼制安全殼；19.回水管；20.冷水管；21.止回閥；22.臍帶管；23.壓水堆;24.安全注水管；25.中壓安全注水管;26.壓差自力閥；27.常開電動閥；28.疏水閥；29.中壓安全注水箱;30.高壓安全注水箱;31.疏水閥；32.常開電動截止閥；33.壓差自力閥；34.高壓安全注水管;35.低壓安全注水管；36.壓差自力閥；37.常開電動截止閥；38.高壓安全注水箱;39.高壓安全注水箱;40.疏水閥；41.常開電動截止閥；42.壓差自力閥；43.高壓注水管;44.安全注水管；45.中壓注水管;46.壓差自力閥；47.常開電動截止閥；48.疏水閥;49.中壓安全注水箱;50.外殼；51.入口端法蘭；52.出口端法蘭；53.閥瓣膜;531.迷宮密封膠條；54.密封塞；55.鏈條;56.整流板;57.空氣入口； 58.常壓水箱;59.板式凝汽器;60.排水管;61.空氣出口； 62.蒸汽入口； 63.輸汽管;64.板式空冷凝汽器;65.回水管；
【具體實施方式】
[0035]下面結合附圖和具體實施例，對本實用新型作進一步說明，以助于理解本實用新型的內容。
[0036]如圖1-2所示，本實用新型壓水堆非能動保護系統(tǒng)包括:
[0037]余熱冷卻系統(tǒng):包括反應堆一回路和堆芯余熱冷卻系統(tǒng)；
[0038]反應堆一回路包括堆芯1、堆芯I上部一側出口連通一回路冷管道3，一回路冷管道3通過主循環(huán)栗4連通至蒸汽發(fā)生器5底部進口；蒸汽發(fā)生器5上部連通二回路給水管道6且蒸汽發(fā)生器5頂部連通二回路主蒸汽管道7，蒸汽發(fā)生器5底部出口通過一回路熱管道8連通至堆芯I進口，堆芯I外設有壓力殼2。
[0039]堆芯余熱冷卻系統(tǒng)包括:常壓大容積水池14，其內設有提升筒13，提升筒13內設有余熱冷卻器12;常壓大容積水池14的頂部出口通過送水管15連通池水空冷器16上部進口，池水空冷器16下部出口通過回水管19連通至大容積水池14底部進口，池水空冷器16的出口高于常壓大容積水池14進口，池水空冷器16的進口不高于常壓大容積水池14的出口；一回路熱管道8上通過連接管9連通至單向閥10進口，單向閥10出口連通熱水管11，熱水管11穿過余熱冷卻器12并連通冷水管20，冷水管20回流至堆芯I;單向閥10底部通過臍帶管22連通至一回路冷管道3，臍帶管22上設有止回閥21。
[0040]這樣的連結方式使單向閥10的開關狀態(tài)只取決于堆芯的流體力學工況。即當反應堆一回路正常工作時，堆芯I的入口壓力高于其出口壓力，這一堆芯出入口的壓差力將單向閥10的閥芯堆至其頂部的上限位置，使單向閥10處于自然關閉狀態(tài)。在這一工況下，堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的另一端通過冷水管20與反應堆一回路相聯(lián)，保持壓力溝通但并無水的流通，因而堆芯余熱冷卻系統(tǒng)自然處于與反應堆一回路相隔離的備用狀態(tài)。
[0041]無論出于什么原因(計劃停堆或事故停堆)，當主循環(huán)栗4停運后，堆芯I的流動阻力消失，隨之單向閥10的閥芯失去向上的推力，因而由于自重作用而下落，隨即自然開啟單向閥10使堆芯余熱冷卻系統(tǒng)轉入工作狀態(tài)。
[0042 ]這時，堆芯I出口的高溫水依次經由連接管9、單向閥1、熱水管11、余熱冷卻器12及冷水管20依自然循環(huán)流動返回到堆芯I的入口，繼而流進堆芯I載出堆芯余熱，并通過余熱冷卻器12將此熱量傳入常壓大容積水池14內的存水，從而完成了一回路壓水堆堆水的余熱冷卻循環(huán)。
[0043]以后，當反應堆一回路再次啟動運行時，主循環(huán)栗4投入正常運行后在一回路建立起正常流動，在堆芯I的出入口壓差力作用下單向閥10重新自然關閉，使堆芯余熱冷卻系統(tǒng)重又與一回路隔離，恢復其積極的備用狀態(tài)。
[0044]堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的啟動使用頻率極低，但需要它啟動時，它卻必須可靠地立即啟動投入有效運行，不能容許有任何失誤或延遲，因而平時如何監(jiān)督確證該系統(tǒng)處于隨時可投入運行的良好工作狀態(tài)，一向是一大難題。為解決這一難題，在本實用新型中從主循環(huán)栗4的出口直接引出一小股流量，經臍帶管22進入止回閥21，然后由熱水管11引出，流經全部堆芯余熱冷卻系統(tǒng)后再經冷水管20返回反應堆一回路。這條小流量分支能夠發(fā)揮以下幾項作用:
[0045]1、根據堆芯余熱冷卻系統(tǒng)各點的熱工參數(shù)量測結果，監(jiān)督并確認該系統(tǒng)各設備完好的可工作狀態(tài)；
[0046]2、可使堆芯余熱冷卻系統(tǒng)進水的熱水管11始終保持高溫，避免熱水管11因長時間沒有流動而使其水溫與周圍環(huán)境溫度平衡。小流量液體流經余熱冷卻器12時放出熱量，因而使其回水的冷水管20始終保持低溫。這樣，每當堆芯余熱冷卻系統(tǒng)啟動時，立即便有正常的自然循環(huán)運動頭發(fā)揮作用，為在過度過程中堆芯I時刻不失冷創(chuàng)造條件；
[0047]3、把啟動過程中出現(xiàn)的熱沖擊點由余熱空冷器12入口管板等厚壁部件推移至其管束，這里是薄壁部件而且有一定的自由熱膨脹補償能力，減少系統(tǒng)啟動時刻在該系統(tǒng)部件中所造成的熱應力。
[0048]以上各項措施可改善堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的工作性能，使其不但可用于很少出現(xiàn)的事故停堆，而且也用于計劃停堆，因而極大地簡化了系統(tǒng)設備及運行管理程序。計劃停堆前可有一個短時期的低功率運行階段，因而停堆后的轉向余熱冷卻的過程更為平穩(wěn)。在計劃停堆過程中，停堆停栗后運行人員原則上可以即時離去，因為此后堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的工作從啟動到無限期的運行都是自然過程。
[0049]選擇適當?shù)某捍笕莘e水池14的水容量，使之能吸納停堆后約24小時之內的堆芯余熱。此后堆芯余熱的水平將降至堆運行功率的千分之五以下，大幅減少對池水空冷器16傳熱能力的要求，因而可以更經濟、合理地實現(xiàn)堆芯余熱冷卻的完全非能動原則。
[0050]自然循環(huán)冷卻在工程界內早已是熟知的事實，但在第一、二代的核動力反應堆傳熱系統(tǒng)中很少得到應用，主要原因在于其傳熱效能低，需要的傳熱設備龐大，因而很難經濟地加以實施。為了提高完全非能動安全冷卻裝置的可實施性，本實用新型中在完全非能動堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的常壓大容積水池14中采取了技術方案:把余熱冷卻器12管束橫臥于水池14底部，在其中被加熱的池水沿提升筒13浮升至水池上表面，由這里抽取熱水經送水管15進入設于安全殼17與鋼制安全殼18之間的全焊接板式換熱器16，空冷后經回水管19返回常壓大容積水池14。通過這種優(yōu)化布局，可以利用大容積水池內冷熱水分層現(xiàn)象，使全部池水都能用以有效吸納堆芯余熱；池內溫度最高的水送入池水空冷器16，而溫度最低的池入從下側進入余熱冷卻器12，這樣就使二者都得到了最大可能的傳熱溫壓;池水均勻有序的橫向沖刷余熱冷卻器12的管束強化池水側的放熱以及熱水提升筒對強化自然循環(huán)的有利作用，都可以比AP1000的布置方案明顯提高堆芯余熱冷卻系統(tǒng)的效能。
[0051 ]如圖3所示，安全注水系統(tǒng):
[0052]包括高壓注水系統(tǒng)、中壓注水系統(tǒng)和低壓注水系統(tǒng)，高壓注水系統(tǒng)包括高壓安全注水箱(30、39)、中壓注水系統(tǒng)包括中壓安全注水箱(29、49)，低壓注水系統(tǒng)包括常壓大容積水池14;
[0053]壓力殼2兩側的進口和出口均連通有安全注水管(44、24)，兩側安全注水管(44、24)上均連通高壓安全注水箱(30、39)，且兩側安全注水管(44、24)上均連通低壓安全在注水箱(29、49)，且兩側安全注水管(44、24)之間通過低壓安全注水管35連通，低壓安全注水管35連通常壓大容積水池14;在各安全注水管與各安全注水箱之間的管路上均依次設置非能動的壓差自力閥(26、33、36、42、46)、常開電動截止閥(27、32、37、41、47)和疏水閥(28、31、40、48)，常壓大容積水池與低壓安全水主管之間不需要疏水閥。
[0054]如圖4所示，所述壓差自力閥(26、33、36、42、46)為完全非能動閥門，壓差自力閥包括外殼50和閥門入口端法蘭51以及出口端法蘭52，閥門外殼50內部的入口端內壁上設有閥瓣膜53，閥瓣膜53具有向下彎曲的弧度，閥瓣膜53的縱切面為倒置的“人”字形，閥瓣膜53上端固定在閥門內壁上，底端設有密封塞54或密封塊；閥門入口端內腔為圓筒狀，結合圖5所示的，則閥瓣膜53為其側邊依次密封連接的至少三片，其上端均固定在閥門內壁上，其弧度使各閥瓣膜53下端恰能夠互相推抵，閥瓣膜53下端圍繞成的孔內設有橡膠密封塞54，密封塞54的塞頭拔出方向為向下。兩相鄰閥瓣膜53側邊之間的密封結構為分別設置在該兩側邊且彼此咬合的密封密封膠條531，迷宮密封膠條531為交錯設置的至少兩層帶有矩形牙的膠條;如圖6所示的，為分別設置在相鄰兩閥瓣膜側邊上的迷宮密封膠條531A(圖中531A1表示該密封膠條的第一層矩形牙，531A2表示該密封膠條的第二層矩形牙)和迷宮密封膠條531B(圖中531B1表示該密封膠條的第一層矩形牙，531B2表示該密封膠條的第二層矩形牙)，圖6a中為實際并列設置的兩層膠條的平面位置關系示意圖，目的是為了便于清楚表述兩層密封膠條位置如何交錯排列；圖6b為并列設置的兩層膠條的側視圖。
[0055]該壓差自力閥采用仿生學原理，仿生人體心臟瓣膜，如圖所示，在反應堆一回路正常工作時，閥瓣膜受到向上的壓力，作用在其弧形面上使閥瓣膜更加聚攏收縮，迷宮密封膠條和密封塞保持絕對密封性能;無任何能動部件，因而不需要運行維護；當停堆發(fā)生時，閥門內壓差作用下使閥瓣膜上壓力方向轉變，作用在閥瓣膜內表面上使其逐漸伸張，繼而底部圍攏的孔擴大使密封塞受壓沖開，流體以該孔為突破口造成的沖擊力能在極短時間內破壞閥瓣膜間的迷宮密封結構，并在該沖擊下，閥瓣膜與閥門內壁間的連接點處的應力作用下產生脆性破壞，以此完全打開流通通道。密封塞和閥瓣膜上均通過鏈條連接在閥門內壁上以避免閥瓣膜結構被破壞后進入一回路通道。
[0056]由于此壓差自力閥是在自然力直接作用下動作，具有準確無誤的本質特性，因而不必為減少其不動作概率而設置平行的備用設備，也無需為防止其誤動作而在管線上串聯(lián)一個常開電動截止閥。這樣，與現(xiàn)有技術中需要由自動控制系統(tǒng)控制的能動閥相比，采用依靠自然力直接觸發(fā)啟動的壓差自力閥在把其失誤由現(xiàn)有技術的低概率轉為絕對零的同時，又最大限度地簡化了其系統(tǒng)設備與運行管理。
[0057]壓差自力閥兩側管道內置壓力傳感器，并在閥體上設置閥位指示器(圖中未標示)，以在反應堆一回路正常工作時對管內流體壓力和閥門開啟情況進行監(jiān)測、預警，及時了解閥門是否失效。
[0058]高壓安全注水箱27內充以壓縮氮氣，其壓力略低于反應堆一回路壓力允許值的下限。在事故條件下，當一回路內壓力降至低于此氮氣壓力時，壓差自力閥33自然轉入開通狀態(tài)，高壓安全注水箱27內的存水經疏水閥31、常開電動截止閥32、壓差自力閥33、高壓安全注水管34及安全注水管24注入壓水堆23內的冷水下降通道，然后直抵堆芯I的入口。高壓安全注水箱30內的容量有限，但當反應堆一回路發(fā)生事故降壓后它的反應最快，確保對堆芯I的不間斷冷卻能力，但注水可持續(xù)時間受其容積限制。
[0059]中壓安全注水箱29的工作原理與高壓注水箱30完全相同，只是其氮氣壓力約相當于一回路額定工作壓力值的一半，存量更大，啟動后能保持相對更長一些時間的安全注水能力。
[0060]低壓安全注水的水源為常壓大容積水池14，在事故過程中當一回路壓力接近安全殼內壓力平衡值時，壓差自力閥36在常壓大容積水池14內水靜壓的作用下自然轉為開通狀態(tài)，于是池水通過常開電動截止閥37、壓差自力閥36、低壓安全注水管35及安全注水管24注入壓水堆23。常壓大容積水池14內的水容積是千噸數(shù)量級的，可以持續(xù)較長時間的低壓安全注水。待低壓注水完成后整個壓水堆23將處于完全被淹沒狀態(tài)，形成對堆芯I可靠的安全冷卻條件。
[0061]在AP1000壓水堆核電站中，后果最為嚴重的大破口LOCA事故為反應堆一回路入口管道斷裂或安全注水入口管道斷裂。這時大部分安全注水繞過堆芯而直接涌向管道斷口，且噴發(fā)的速度最大，一回路內降壓速度最快，而且在其注水的后期安注箱內的壓縮氮氣通過堆芯，雖然其在壓縮狀態(tài)下的體積只有十幾立方米，但隨堆內的降壓過程其體積將膨脹幾十倍，因而堆芯內形成較大范圍的燃料元件表面彌漫式膜態(tài)沸騰區(qū)，明顯惡化了燃料元件的冷卻條件。在這種工況下部分燃料元件有可能被燒毀。為解決這一問題，在實用新型中的高、中壓注水箱的出口分別加設了疏水閥31、40及28、48。這些疏水閥與電廠汽輪機給水回熱加熱器上凝結水出口的疏水閥相同，當其閥芯被水淹沒時處于懸浮位置使疏水閥保持開通狀態(tài)，這時水可以通過;而當疏水過程完成后閥芯被汽(或氣)包圍時，則依靠自重作用下落關閉管道，所以疏水閥只允許水通過，并阻擋蒸汽或氣體的流通。這也是一個自然過程。同時將高、中壓安全注水設立并列的各自獨立的兩組，并在一回路反應堆入口管道及安全注水管道入口的堆內一側加設止回閥，因而完全消除了大破口LOCA事故工況下堆芯內產生燃料元件表面彌漫式膜態(tài)沸騰的條件。
[0062]如圖7所示，安全殼冷卻系統(tǒng):包括儲水凝結裝置和空冷凝汽裝置。
[0063]儲水凝結裝置由常壓水箱58、板式凝汽器59及排水管60組成。板式凝氣器59上端為自由開口，直通安全殼內的空間。板式凝氣器59浸于常壓水箱58內并通過排水管60連通至常壓水箱外。在事故條件下當安全殼18內充滿蒸汽時，蒸汽從板式凝汽器上方的開口自由進入，凝結成水后經過排水管60返回常壓大容積水池14。如在常壓水箱58內盛裝二千噸左右存水，即足以吸納反應堆一回路內全部存水的顯熱，或凝結主蒸汽管7在安全殼內斷裂時泄漏出蒸汽的汽化潛熱。
[0064]第二部分為空冷凝汽裝置，它由空冷凝汽器64、輸汽管63與回水管65組成。安全殼由外層安全殼17和鋼制安全殼18構成，空冷凝汽器64布置于兩層安全殼之間的空間內，位于鋼制安全殼18的頂部高度?？绽淠?4上部通過輸汽管63連通至鋼制安全殼18內，輸汽管63高于板式凝汽器59，空氣凝汽器64下部通過回水管65進入鋼制安全殼18內且回水管65低于板式凝汽器59。冷卻空氣由空冷凝汽器64的下端進入，吸收蒸汽凝結熱后向上自然浮升，最終通過安全殼17的頂部排氣口 61進入大氣。輸汽管63與回水管65的一端均為自由開口，不設任何閥門。當鋼制安全殼內無論出于什么原因出現(xiàn)蒸汽時，都隨時在空冷凝汽器內凝結后，經回水管65靠水的自重返回一回路的常壓大容積水池14。
[0065]由于安全殼內各水源的總熱容可以吸納停堆后24小時之內累積的堆芯余熱與一回路水的全部顯熱，因而依靠鋼制安全殼18接近一萬平米的外表面積及空冷凝汽器64的傳熱面積，通過空氣自然對流將蒸汽凝結熱直接傳入大氣，只要其總傳熱量能力達到核反應堆額定功率的千分之五左右，此系統(tǒng)在任何事故發(fā)生后即可以自然地為反應堆系統(tǒng)提供無期限的安全冷卻能力。
[0066]以上所述僅是本實用新型的優(yōu)選實施方式，應當指出，對于本技術領域的普通技術人員來說，在不脫離本實用新型原理的前提下，還可以做出若干改進和潤飾，這些改進和潤飾也應視為本實用新型的保護范圍。
【主權項】
1.一種壓水堆非能動保護系統(tǒng)，其特征在于:包括 余熱冷卻系統(tǒng):其至少由反應堆一回路以及用于在反應堆一回路停堆后對壓水堆堆水余熱冷卻的堆芯余熱冷卻系統(tǒng)構成，反應堆一回路和堆芯余熱冷卻系統(tǒng)之間能夠通過單向閥連通； 安全注水系統(tǒng):其包括高壓注水系統(tǒng)、中壓注水系統(tǒng)和低壓注水系統(tǒng)，三者均與壓力殼的進出口連通用于反應堆一回路停堆降壓后對壓力殼內注水;該三個注水系統(tǒng)與壓力殼連通的注水管路上均設置非能動壓差自力閥，所述壓差自力閥閥門外殼內部的入口端內壁上設有閥瓣膜，閥瓣膜具有向下彎曲的弧度使閥瓣膜的縱切面為倒置的“人”字形，閥瓣膜上端固定在閥門內壁上，底端設有密封塞；以及 安全殼冷卻系統(tǒng):包括儲水凝結裝置和空冷凝汽裝置用于反應堆一回路停堆后冷卻安全殼內的堆芯余熱。2.根據權利要求1所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:所述反應堆一回路包括堆芯、堆芯上部一側出口連通一回路冷管道，一回路冷管道通過主循環(huán)栗連通至蒸汽發(fā)生器底部進口 ；蒸汽發(fā)生器上部連通二回路給水管道且蒸汽發(fā)生器頂部連通二回路主蒸汽管道，蒸汽發(fā)生器底部出口通過一回路熱管道連通至堆芯進口，堆芯外設有壓力殼。3.根據權利要求2所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:所述堆芯余熱冷卻系統(tǒng)包括:常壓大容積水池，其內設有提升筒，提升筒內設有余熱冷卻器;常壓大容積水池的頂部出口通過送水管連通池水空冷器上部進口，池水空冷器下部出口通過回水管連通至大容積水池底部進口，池水空冷器的出口高于大容積水池進口，池水空冷器的進口不高于大容積水池的出口 ；一回路熱管道上通過連接管連通至單向閥進口，單向閥出口連通熱水管，熱水管穿過余熱冷卻器并連通冷水管，冷水管回流至堆芯;單向閥底部通過臍帶管連通至一回路冷管道，臍帶管上設有止回閥。4.根據權利要求1所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:所述高壓注水系統(tǒng)包括高壓安全注水箱，中壓注水系統(tǒng)包括中壓安全注水箱，低壓注水系統(tǒng)包括常壓大容積水池； 壓力殼兩側的進口和出口均連通有安全注水管，兩側安全注水管上均連通高壓安全注水箱，且兩側安全注水管上均連通低壓安全在注水箱，且兩側安全注水管之間通過低壓安全注水管連通，低壓安全注水管連通常壓大容積水池;在各安全注水管與各安全注水箱之間的管路上均依次設置非能動的所述壓差自力閥、常開電動截止閥和疏水閥。5.根據權利要求1所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:所述閥瓣膜為其側邊依次密封連接的至少三片，其上端均固定在閥門內壁上，其弧度使各閥瓣膜下端恰能夠互相推抵，閥瓣膜下端圍繞成的孔內設有橡膠密封塞，密封塞的塞頭拔出方向為向下。6.根據權利要求5所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:兩相的所述閥瓣膜側邊之間的密封結構為分別設置在該兩側邊且彼此咬合的密封密封膠條，迷宮密封膠條為交錯設置的至少兩層帶有矩形牙的膠條。7.根據權利要求4所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:高壓安全注水箱和中壓安全注水箱內均充以壓縮氮氣，高壓安全注水箱的壓力低于反應堆一回路壓力允許值的下限且大于中壓安全注水箱氮氣壓力，中壓安全注水箱的氮氣壓力相當于反應堆一回路額定工作壓力值的一半，低壓安全注水的水源為常壓大容積水池。8.根據權利要求1所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:儲水凝結裝置包括常壓水箱、板式凝汽器及排水管;板式凝氣器上端為自由開口，直通安全殼內的空間；板式凝氣器浸于常壓水箱內并通過排水管連通至常壓水箱外。9.根據權利要求8所述的保護系統(tǒng)，其特征在于:空冷凝汽裝置包括空冷凝汽器、輸汽管與回水管；安全殼由外層安全殼和鋼制安全殼構成，空冷凝汽器布置于兩層安全殼構成的之間的空間內，位于鋼制安全殼的頂部高度；空冷凝汽器上部通過輸汽管連通至鋼制安全殼內，輸氣管高于板式凝汽器，空氣凝汽器下部通過回水管進入鋼制安全殼內且回水管低于板式凝汽器。10.—種在壓水堆非能動保護系統(tǒng)中使用的壓差自力閥，其特征在于:壓差自力閥閥門外殼內部的入口端內壁上設有閥瓣膜，閥瓣膜具有向下彎曲的弧度使閥瓣膜的縱切面為倒置的“人”字形，閥瓣膜上端固定在閥門內壁上，底端設有密封塞。
【文檔編號】G21C15/18GK205541969SQ201620319886
【公開日】2016年8月31日
【申請日】2016年4月15日
【發(fā)明人】田力, 徐剛, 邱清
【申請人】新核（北京）能源科技有限公司