[实用新型]一种非能动核电厂安全壳的泄压系统有效
申请号: | 202220293008.1 | 申请日: | 2022-02-14 |
公开(公告)号: | CN217035149U | 公开(公告)日: | 2022-07-22 |
发明(设计)人: | 马柏松;缪正强 | 申请(专利权)人: | 山东核电有限公司 |
主分类号: | G21C13/02 | 分类号: | G21C13/02;G21F9/02 |
代理公司: | 北京品源专利代理有限公司 11332 | 代理人: | 王艳斋 |
地址: | 264000 山东*** | 国省代码: | 山东;37 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 能动 核电厂 安全 系统 | ||
本实用新型提供了一种非能动核电厂安全壳的泄压系统,所述系统包括泄压单元和过滤单元;所述泄压单元与过滤单元连接;所述泄压单元包括第一开关阀与并列设置的第一泄压阀和第二泄压阀;所述过滤单元包括第二开关阀、过滤组件和隔离阀;所述第一开关阀和第一泄压阀连接;所述第一泄压阀后分为两支管路,一支与隔离阀相连,另一支依次与第二开关阀、过滤组件相连。所述系统将泄压阀门和管路以及过滤系统的排风管路重新整合,净化卸压后的空气;无需增设其他设备,操作简便,且缩短了核电机组换料大修时间,提高了核电机组的经济效益。
技术领域
本实用新型属于核电厂安全壳泄压系统,尤其涉及一种非能动核电厂安全壳的泄压系统。
背景技术
钢制安全壳作为核电站的第三道安全屏障,在正常运行时及失水事故造成的温度和压力下,均应保证其达到规定的密封性。为验证安全壳应具有的安全功能,在安全壳建造结束后,核电厂运行前需进行验收性的安全壳打压试验以检验其可靠性,具体包括:安全壳结构完整性试验,针对整个安全壳的气压试验,属于设备出厂试验的范畴,试验压力不小于安全壳设计压力的1.1倍,以及对钢制安全壳所有可达焊缝进行皂液法检漏;核电厂建成投入运行后,仍须定期进行在役检查性质的安全壳泄漏率试验,在某些特殊情况下也可能需要重做安全壳结构完整性试验。
核安全导则《核电厂放射性废物管理系统的设计》(HAD401/02)要求:核电厂换料大修阶段,执行安全壳泄漏率试验系统的卸压空气,且需要经过过滤净化后再排放。安全壳泄漏率试验系统(VUS),通过空气打压的方式达到安全壳计算峰值压力0.402MPa,通过测定安全壳内大气的空气参数变化确定整体泄漏率;安全壳空气过滤系统(VFS)用于核电厂正常运行期间,间断向安全壳提供外部空气,并将安全壳内空气净化过滤后排放,控制安全壳内压力在-1.4-6.9kPa之间。而现有的非能动核电厂安全壳泄漏率试验系统流道无法满足该导则要求。安全壳泄漏率试验系统的卸压排气路径是从安全壳排风滤网经排风管线通过安全壳贯穿件后,再经阀门压后通往核电厂烟囱排放,未经过安全壳空气过滤系统过滤机组净化处理。
CN112037948A公开了一种AP1000安全壳整体泄漏率试验卸压系统及方法,所述系统结合VUS和VFS对核电机组大修安全壳整体泄漏率试验的卸压流道进行变更,增设了两个三通和盲板法兰,以及在两个三通之间增设了临时卸压软管,所述系统使用时操作较为复杂,费时费力;且所述系统的改进适用于已建成核电厂,已建成核电厂管道阀门等设备位置均已经确定,难以移动,只能采用所述系统及方法满足核安全导则要求。
因此,亟需开发一种操作简便、无需新增其他设备以及适用于新建核电厂的安全壳泄露率试验后的泄压系统。
实用新型内容
针对现有技术存在的不足,本实用新型的目的在于提供一种非能动核电厂安全壳的泄压系统,所述系统将泄压阀门和管路以及排风管路重新整合,能够净化卸压后的空气,同时提高了核电机组的经济效益。
为达此目的,本实用新型采用以下技术方案:
本实用新型提供一种非能动核电厂安全壳的泄压系统,所述泄压系统包括泄压单元和过滤单元;
所述泄压单元与过滤单元连接;
所述泄压单元包括第一开关阀与并列设置的第一泄压阀和第二泄压阀;
所述过滤单元包括第二开关阀、过滤组件和隔离阀;
所述第一开关阀和第一泄压阀连接;
所述第一泄压阀后分为两支管路,一支与隔离阀相连,另一支依次与第二开关阀、过滤组件相连。
本实用新型中,所述系统将泄压阀门和管路以及排风管路重新整合,能够净化卸压后的空气,无需增设其他设备,使用时操作简便,且缩短了核电机组换料大修时间,提高了核电机组的经济效益。
本实用新型中,所述系统适用于AP1000、CAP1000、CAP1400等核电厂。
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