稳压器防满溢系统及具有其的压水堆核电厂的制作方法

本实用新型涉及核电站自动控制技术领域，尤其涉及一种稳压器防满溢系统及具有其的压水堆核电厂。

背景技术：

在压水堆核电厂设计基准事故的过程中，为了在反应堆停堆后对反应堆冷却剂系统进行持续降温和降压，以使核电站安全停堆，需要利用应急硼注入系统向反应堆冷却剂系统注入浓硼酸溶液，以补偿由于反应堆冷却剂系统冷却和氙毒减少引起的正反应性，保证反应堆处于次临界状态，从而确保压水堆核电厂的安全。

另外，由于浓硼酸溶液的需求量较大，在应急硼注入系统注入浓硼酸溶液的过程中，反应堆冷却剂系统内的水装量将大量增加，从而可能造成稳压器发生满溢，稳压器发生满溢时，稳压器安全阀可能由于过水而失效打开，从而造成核电厂第二道放射性安全屏障失效，并造成反应堆冷却剂系统的压力调节功能丧失，给核电站安全带来巨大风险。

在相关技术中，为防止稳压器满溢，通过化学与容积控制系统的下泄功能将部分反应堆冷却剂下泄至容积控制箱内，可以达到防止稳压器发生满溢的效果。但是化学与容积控制系统用于执行核安全三级功能，主要用于压水堆核电站正常运行工况和预计运行事件，属于核电厂纵深防御第二层次。设计基准事故情况下反应堆冷却剂系统进行冷却的过程中，应急硼注入和稳压器防满溢功能为核安全二级功能，属于核电厂纵深防御第三层次。在相关技术中，利用安全功能等级不同的化学与容积控制系统执行稳压器防满溢功能，可能引发不同纵深防御层次的安全系统发生共因失效的风险。而且，化学与容积控制系统的容积控制箱容量有限，使稳压器发生满溢时的安全裕量小，从而降低了所述稳压器防满溢功能的可靠性能。

由此可知，在相关技术中采用化学与容积控制系统执行稳压器防满溢功能的技术方案存在安全可靠性低的缺陷。

技术实现要素：

本实用新型实施例提供一种稳压器防满溢系统及具有其的压水堆核电厂，以解决相关技术中采用化学与容积控制系统执行稳压器防满溢功能的技术方案存在的安全可靠性低的问题。

为解决以上技术问题，本实用新型采用如下技术方案：

第一方面，本实用新型实施例提供了一种稳压器防满溢系统，应用于压水堆核电厂，所述压水堆核电厂包括反应堆冷却剂系统，所述反应堆冷却剂系统包括稳压器，所述稳压器防满溢系统包括：

收集箱；

连接于所述稳压器和所述收集箱之间的主管道；

设置于所述主管道上的阀门组；以及，

与所述阀门组连接的控制装置，其中，所述控制装置用于在所述稳压器的液位高于或者等于第一预设液位时，控制所述阀门组打开，以使所述稳压器内的流体通过所述主管道进入所述收集箱内；在所述稳压器的液位低于或者等于第二预设液位时，控制所述阀门组关闭，所述第一预设液位大于所述第二预设液位。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上的泄压装置，用于将所述主管道内流过的流体压强降低至预设压强。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上且位于所述泄压装置的低压侧的压力检测装置。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上的冷却装置，用于将所述主管道内流过的流体的温度降低至预设温度。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上且与所述控制装置连接的温度检测装置，所述控制装置根据所述温度检测装置检测到的所述主管道内流过的流体温度调节所述冷却装置的冷却功率，以将所述流体的温度降低至所述预设温度。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上的净化装置，用于去除所述主管道内流过的流体内的放射性物质。

可选的，所述净化装置包括过滤器和离子交换树脂。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上的流量检测装置。

可选的，所述稳压器防满溢系统还包括：

设置于所述主管道上的泄压装置、冷却装置和净化装置，其中，所述冷却装置设置于所述泄压装置和所述净化装置之间，且所述泄压装置设置于所述冷却装置的靠近所述稳压器的一侧。

可选的，所述阀门组还包括：

设置于所述主管道上的流量调节阀，用于将所述主管道内流过的流体的流量调节至预设流量，其中，所述预设流量根据所述泄压装置、所述冷却装置、所述净化装置中至少一装置的性能确定。

可选的，所述阀门组包括：

设置于所述主管道的靠近所述稳压器所在的一端的第一隔离阀；和/或，

设置于所述主管道的靠近所述收集箱所在的一端的第二隔离阀。

可选的，压水堆核电厂还包括安全注入系统，所述收集箱是所述安全注入系统的安全注入系统水箱，所述主管道朝向所述安全注入系统水箱内的管道出口处设置有喷嘴，所述喷嘴用于将从所述主管道内喷出的流体均匀的喷入所述安全注入系统水箱内。

可选的，所述主管道连接于所述稳压器的下封头底部。

第二方面，本实用新型实施例还提供一种压水堆核电厂，包括反应堆冷却剂系统，所述反应堆冷却剂系统包括稳压器，所述压水堆核电厂还包括如上所述的稳压器防满溢系统。

可选的，所述压水堆核电厂还包括安全壳，所述稳压器防满溢系统设置于所述安全壳内。

在本实用新型实施例中，在稳压器中的液位过高时，打开主管道上的阀门组，以使稳压器中的流体通过主管道流入收集箱中，从而防止稳压器中的液位过高造成稳压器满溢；另外，在稳压器中的液位降低至所要求的水平时关闭阀门组，从而避免稳压器中的液位过低造成稳压器中的加热器等损坏，从而实现提升所述稳压器的安全可靠性。

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，下面将对实施例或现有技术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的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是本实用新型实施例提供的稳压器防满溢系统的结构示意图；

图2是图1所示稳压器防满溢系统设置于压水堆核电站内的安全壳内的结构示意图；

图3是本实用新型实施例提供的稳压器防满溢系统的工作流程图。

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得的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。

请参阅图1，是本实用新型实施例提供的一种稳压器防满溢系统的结构示意图，该稳压器防满溢系统，应用于压水堆核电厂，所述压水堆核电厂包括反应堆冷却剂系统200，所述反应堆冷却剂系统200包括稳压器201。

如图1所示，稳压器防满溢系统包括：收集箱101、连接于稳压器201和收集箱101之间的主管道102、设置于主管道102上的阀门组(未标号)以及与阀门组连接的控制装置(未图示)。

其中，控制装置用于在稳压器201的液位高于或者等于第一预设液位时，控制阀门组打开，以使稳压器201内的流体通过主管道102进入收集箱101内；在稳压器201的液位低于或者等于第二预设液位时，控制阀门组关闭，所述第一预设液位大于所述第二预设液位。

本实用新型实施例提供的稳压器防满溢系统，其结构简单，且主管道102、阀门组、收集箱101等装置与稳压器201可以处于同一安全等级，在压水堆核电厂正常运行期间，例如：功率运行、热停堆、热备用、换料等正常运行工况，阀门组关闭，该稳压器防满溢系统处于备用状态。

其中，当发生设计基准事故的情况下，反应堆冷却剂系统进行降温降压，并采用应急硼注入系统持续向反应堆冷却剂系统注入硼酸溶液，造成反应堆冷却剂系统中的水装量不断增加，进一步造成稳压器201水位上升，在稳压器201中的液位超过第一预设液位时，阀门组打开，此时稳压器防满溢系统处于投入运行状态。

另外，由于稳压器201中的流体通过主管道102流入收集箱101内，从而当反应堆冷却剂系统降温降压结束，或者应急硼注入结束后，稳压器201中的液位低于或者等于第二预设液位时，关闭阀门组，此时稳压器防满溢系统退出运行。

在应用过程中，反应堆冷却剂系统与压力容器202之间连接有热管段203，稳压器201与该热管段203连通，从而使反应堆冷却剂系统中高温高压的流体通过热管段203进入稳压器201中。

其中，若稳压器201中的液位高于第一预设液位，可能造成稳压器201发生满溢，从而破坏稳压器及反应堆冷却剂系统200的安全性。

另外，第二预设液位略低于第一预设液位，且大于稳压器201中的液位的最低液位，从而避免稳压器201中的液位在第一预设液位上下浮动而造成阀门组反复开启和关闭造成阀门组过劳损坏。

需要说明的是，收集箱101可以采用压水堆核电站内已有的水箱，例如：安全注入系统中的安全注入系统水箱，当然，也可以在稳压器防满溢系统中新增加与稳压器同安全等级的收集箱，用于收集稳压器中排出的流体。

在本实用新型实施例中，在稳压器中的液位过高时，打开主管道上的阀门组，以使稳压器中的流体通过主管道流入收集箱中，从而防止稳压器中的液位过高造成稳压器满溢；另外，在稳压器中的液位降低至正常水平时关闭阀门组，从而避免稳压器中的液位过低造成稳压器中的加热器等损坏，从而实现提升所述稳压器的安全可靠性。

在应用过程中，稳压器201中的流体往往处于高温高压的状态，而且流体中还掺杂有放射性物质，从而使对稳压器201中排出的流体不便于处理和排放。

因此，可以在稳压器防满溢系统中设置泄压装置104、冷却装置105以及净化装置106中的至少一个。

其中，泄压装置104设置于主管道102上，用于将主管道102内流过的流体压强降低至预设压强。该预设压强可以根据冷却装置105、净化装置106以及收集箱101的结构和性能确定，从而确保冷却装置105、净化装置106以及收集箱101在该预设压强下能够正常工作。

具体的，泄压装置104可以是泄压孔板，其中结构简单且耐用性强。

另外，冷却装置105设置于所述主管道102上，用于将主管道102内流过的流体温度降低至预设温度。该预设温度可以根据净化装置106以及收集箱101的结构和性能确定，从而确保净化装置106以及收集箱101在该预设温度下能够正常工作或者正常排放。

具体的，冷却装置105是换热器，且换热器中的冷却介质由压水堆核电厂本身具有的设备冷却水系统提供，从而无需提供新的冷却介质，使稳压器防满溢系统的结构更加简单。

另外，净化装置106设置于所述主管道上的，用于去除主管道102内流过的流体内的放射性物质。

具体的，净化装置106包括过滤器和离子交换树脂，其中，过滤器用于去除流体中的放射性颗粒，离子交换树脂用于去除其中的放射性离子，确保被转移的流体的放射性满足排放要求。

在一种优选的实施方式中，稳压器防满溢系统包括设置于主管道102上的泄压装置104、冷却装置105和净化装置106，其中，冷却装置105设置于泄压装置104和净化装置106之间，且泄压装置104设置于冷却装置105的靠近稳压器201的一侧。

这样，可以通过泄压装置将流体泄压，以降低对冷却装置、净化装置以及收集箱的承压要求，在冷却装置将流体降温后，降低对净化装置以及收集箱的耐热要求，并在净化装置将流体净化之后，去除其中的放射性物质，从而降低了收集箱对放射性物质的隔离和容纳要求。

可选的，阀门组包括设置于主管道102上的流量调节阀1031，流量调节阀1031用于将主管道102内流过的流体流量调节至预设流量。

其中，所述预设流量根据泄压装置104、冷却装置105、净化装置106的性能确定。

另外，通过流量调节阀1031将主管道102内流过的流体流量控制在小于或者等于预设流量，能够防止因流体的流量过大，超出泄压装置104、冷却装置105、净化装置106的能够处理的流量，造成泄压装置104不能够将流体的压强降低至预设压强，进一步造成冷却装置105、净化装置106、收集箱101应承受的压强过大而损坏或者影响性能；或者，造成冷却装置105不能够将流体的温度降低至预设温度，进一步造成净化装置106、收集箱101因过热而损坏或者影响性能；或者，造成净化装置106不能够将流体的放射性物质充分吸收而达不到排放要求。

因此，通过流量调节阀控制主管道内流过的流体流量，可以确保在处理主管道内流过的流体过程中，各个装置正常运行，从而提升所述稳压器防满溢系统的安全可靠性。

可选的，稳压器防满溢系统还包括设置于主管道102上且位于泄压装置104的低压侧的压力检测装置107。

这样，可以时刻检测泄压后的流体压强，在其超过预设压强时通过查看压力检测装置检测的压力值，便于核电厂内的工作人员及时发现，或者压力检测装置还可以将超过预设压强的信号发送至控制装置，以通过控制装置控制阀门组及时关闭，避免压力过大而损坏稳压器防满溢系统，从而提升了所述稳压器防满溢系统的安全可靠性。

可选的，稳压器防满溢系统还包括设置于主管道102上且与控制装置连接的温度检测装置108，控制装置根据温度检测装置108检测到的主管道102内流过的流体温度调节冷却装置105的冷却功率，以将所述流体的温度降低至所述预设温度。

这样，在冷却装置发生故障、或者流量调节阀失灵造成主管道内流体的流量超过冷却装置的处理能力的情况下，温度检测装置能够检测到冷却后的流体的温度超过预设温度。通过查看温度检测装置的检测温度，便于核电厂内的工作人员及时发现；或者温度检测装置还可以将超过预设温度的信号发送至控制装置，以通过控制装置控制阀门组及时关闭或者调解流量调节阀以减小流体的流量，避免温度过高而损坏稳压器防满溢系统，从而提升了所述稳压器防满溢系统的安全可靠性。

可选的，稳压器防满溢系统还包括设置于主管道102上的流量检测装置109。

这样，可以通过流量检测装置查看主管道内流过的流体流量，便于核电厂内的人员或者控制装置根据其测得的流量值对流量调节阀进行调节。

可选的，阀门组还包括设置于主管道102的靠近稳压器201所在的一端的第一隔离阀1032；和/或，

设置于主管道102的靠近收集箱101所在的一端的第二隔离阀1033。

这样，通过开启或者关闭第一隔离阀和/或第二隔离阀，实现稳压器防满溢系统的启停，而且可以避免稳压器防满溢系统误动作，确保核电厂正常运行时稳压器防满溢系统处于备用状态。

可选的，压水堆核电厂还包括安全注入系统，收集箱101是所述安全注入系统内的安全注入系统水箱，主管道102朝向所述安全注入系统水箱内的管道出口处设置有喷嘴110，喷嘴110用于将从主管道102内喷出的流体均匀的喷入所述安全注入系统水箱内。

这样，可以增加被喷出的流体与安全注入系统水箱内盛装的水的接触面积，快速降低流体的温度，并与安全注入系统水箱内盛装的水混合。

可选的，主管道102连接于稳压器201的下封头底部。

当然，还可以在稳压器201的靠近底部的位置开设通孔，主管道102通过该通孔与稳压器201连通。

请参阅图2，本实用新型实施例还提供一种压水堆核电厂，包括反应堆冷却剂系统，所述反应堆冷却剂系统包括稳压器201，所述压水堆核电厂还包括如图1所示的稳压器防满溢系统。

可选的，如图2所示，所述压水堆核电厂还包括安全壳10，稳压器防满溢系统设置于安全壳10内。

本实用新型实施例中，稳压器防满溢系统设置于安全壳内，从而无安全壳贯穿件，稳压器防满溢系统中的管道发生破裂时，不会造成放射性物质向外界环境泄漏。

请参阅图3，在具体应用过程中，稳压器防满溢系统执行以下步骤，以完成稳压器防满溢的工作程图：

步骤301、检测稳压器中的液位。

其中，可以采用稳压器本身具备的液位测量装置执行步骤301，也可以在稳压器防满溢系统中新增液位测量装置，以执行步骤301。

步骤301、在所述稳压器中的液位高于或者等于第一预设液位的情况下，打开所述阀门组，以使所述稳压器中的液位降低。

可以通过稳压器防满溢系统中的控制装置，在接收到稳压器中的液位高于或者等于第一预设液位的信号时，向阀门组发送第一控制信号，所述阀门组根据该第一控制信号执行开启。

本步骤中，在稳压器中的液位高于或者等于第一预设液位的信号时，打开阀门组，使主管道连通，从而使稳压器中的流体通过主管道进入收集箱内，以降低稳压器中的液位，避免稳压器发生满溢而危及核电厂的安全。

步骤301、在所述稳压器中的液位降低至所述第二预设液位的情况下，关闭所述阀门组，其中，所述第一预设液位大于所述第二预设液位。

可以通过稳压器防满溢系统中的控制装置，在接收到稳压器中的液位低于或者等于第二预设液位的信号时，向阀门组发送第二控制信号，所述阀门组根据该第二控制信号执行关闭。

本步骤中，在稳压器中的液位低于或者等于第二预设液位的信号时，关闭阀门组，使主管道不连通，从而使稳压器中的流体停止排出，避免稳压器中的液位过低而危及核电厂的安全。

本实用新型实施例中提供的稳压器防满溢方法，应用于如图1或者图2中所示的稳压器防满溢系统，并且能够取得相同的有益效果，为避免重复，在此不再赘述。

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。