技术领域
[0001] 本
发明涉及压
水型
核反应堆结构安装基准工具，具体涉及用于
蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置。
背景技术
[0002] 福岛事故的发生又一次使公众谈核色变，国际、国内也提出了对
放射性控制的更高要求，“实际消除大量放射性释放”已经不再是一个口号，更要求反应堆涉及提出更合理、可行的具体措施。
[0003] 蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture，SGTR)发生后，蒸汽发生器中的传热管断裂形成破口，由于一、二回路的压差，通过这一破口的流量将明显高于正常条件下的
泄漏率，随着一回路冷却剂的泄漏和
汽轮机跳闸，二回路压
力将迅速上升，含有放射性物质的大量二回路水以气态甚至直接以液态的形式，穿越反应堆厂房这一最后的安全屏障，直接排入环境，如果发生
堆芯熔化，则熔化产生的大量放射性物质也会通过该破口排入环境。
[0004] SGTR事故是核电厂
安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故，随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故，其放射性后果在某些压水堆核电厂中不能满足我国放射性后果验收准则的要求。SGTR事故具有发生
频率相对较高、放射性后果较为严重的特点，据估计普通核电厂对大量放射性释放的贡献占20％以上。因此避免SGTR事故的大量放射性释放具有重大意义。
发明内容
[0005] 本发明目的在于提供用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置，降低基准事故和严重事故条件下的放射性后果，提高反应堆的安全可靠度。
[0006] 本发明通过下述技术方案实现：
[0007] 用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置，包括蒸汽发生器的
安全壳和缓释机构，所述缓释机构将反应堆SGTR事故发生后释放出安全壳的放射性物质引入安全壳内。
[0008] 本发明通过在蒸汽发生器的安全壳上设置缓释机构，通过缓释机构将将反应堆SGTR事故发生后释放出安全壳的放射性物质重新引入安全壳内，从而实现降低事故放射性有害危险的作用，且无需专
门设置放射性物质收集装置，节约成本。
[0009] 进一步地，所述安全壳内部设有蒸汽发生器，在所述蒸汽发生器的蒸汽出口连接有主蒸汽管道，且主蒸汽管道的端部贯穿安全壳后向
外延伸，且在主蒸汽管道上设有所述缓释机构，所述缓释机构包括泄压设备、
回流管、安全
阀、三通
控制阀、释放阀以及隔离阀。本发明是在反应堆包括常规二回路系统的
基础上，通过合理布置主蒸汽管道上的
安全阀、释放阀、隔离阀，并增设三通控制阀、回流管和泄压设备，达到缓解SGTR事故放射性释放的目的。针对SGTR事故发生时，含有放射性物质的大量二回路水以气态甚至直接以液态的形式，穿越反应堆安全壳这一最后的安全屏障，直接排入环境，如果发生堆芯熔化，则熔化产生的大量放射性物质也会通过该途径排入环境，
申请人提供了一种蒸汽发生器传热管断裂引发大量放射性物质释放的缓释装置，即利用缓释装置将SGTR事故所产生的大量放射性引入安全壳内进行控制，完善了SGTR发生后，安全壳这层屏障的完整性，降低了安全壳旁通造成的放射性泄漏
风险，减少放射性对环境和人的负面影响，为反应堆相关建设提供
辐射安全保障。其中，申请人通过设置不同的阀系和管道控制蒸汽发生器和主蒸汽管道中泄漏的放射性物质回流至安全壳内，进而降低基准事故和严重事故条件下的放射性后果。
[0010] 进一步地，作为优选方案一，所述安全阀、释放阀以及隔离阀均置于安全壳外，泄压设备置于安全壳内且与回流管一端连接，回流管的另一端通过三通控制阀与安全阀的一端连通，安全阀的另一端与主蒸汽管道连通；沿
流体输出方向上，释放阀和隔离阀依次固定在主蒸汽管道上、且均位于安全阀的下游
位置处。从安全阀释放出来的汽、水通过三通控制阀分成两路，第一路经释放阀和隔离阀通往安全壳外，第二路经回流管通往安全壳内。在SGTR未发生的情况下，调整三通控制阀控制第一路常开，第二路常闭，将汽、水按原设计通往安全壳外进行排放；SGTR事故发生的情况下，主蒸汽管道内含有高压放射性汽、水，此时将隔离阀和释放阀关闭，导致主蒸汽管道高压顶开安全阀使放射性汽、水从安全阀流出，此时调整三通控制阀将第一路关闭，第二路打开，将含大量放射性的汽、水通过回流管排放到安全壳内的泄压设备中。
[0011] 进一步地，作为优选方案二，所述释放阀和隔离阀置于安全壳外，安全阀置于安全壳内，泄压设备置于安全壳内且与回流管一端连接，回流管的另一端通过三通控制阀安全阀的一端连通，安全阀的另一端与主蒸汽管道连通，沿流体输出方向上，释放阀和隔离阀依次固定在主蒸汽管道上、且均位于安全阀的下游位置处。SGTR未发生的情况下，第一路常开，第二路常闭，将汽、水通往安全壳外再沿主蒸汽管道向外部的处理设备进行排放；SGTR事故发生的情况下，将隔离阀和释放阀关闭，安全阀因主蒸汽管道高压顶开，此时控制第一路关闭，第二路打开，将含大量放射性的汽、水排放到安全壳内的泄压设备中。
[0012] 进一步地，作为优选方案三，所述安全阀、释放阀以及隔离阀均置于安全壳外，泄压设备置于安全壳内且与回流管的一端连接，回流管的另一端通过三通控制阀与安全阀的一端以及释放阀的一端同时连接，安全阀的另一端以及释放阀的另一端均与主蒸汽管道连通，隔离阀固定在主蒸汽管道上，沿流体输出方向上，安全阀、释放阀以及隔离阀在主蒸汽管道上依次分布设置。与上述优选方案一不同的是，将释放阀释放出来的汽、水通到安全阀的汽、水出口处。SGTR发生后，不需要关闭释放阀，从释放阀释放出的放射性汽、水均引入安全壳内的泄压设备。
[0013] 进一步地，作为优选方案四，所述隔离阀置于安全壳外释放阀置于安全壳内或外部，安全阀置于安全壳内，泄压设备置于安全壳内且与回流管的一端连接，回流管的另一端通过三通控制阀与安全阀的一端以及释放阀的一端同时连接，安全阀的另一端以及释放阀的另一端均与主蒸汽管道连通，隔离阀固定在主蒸汽管道上，沿流体输出方向上，安全阀、释放阀以及隔离阀在主蒸汽管道上依次分布设置。该方案与上述优选方案三不同的是，将可以将安全阀内置到安全壳内，或直接设置在蒸汽发生器上，安全阀和释放阀也可以视工程需求内置到安全壳内。
[0014] 进一步地，所述泄压设备为稳压器卸压箱或是水池，且泄压设备置于安全壳内部。
[0015] 泄压设备的液体部分可以通过管道将水引出安全壳进行冷却和引流，这样既能保证气载的放射性滞留在安全壳内，又能保证泄压设备内的
水体积不超限、安全壳压强不超限。
[0016] 此外，针对上述四种优选方案，可匹配如下任意一种泄压设备如下：
[0017] 可选方案一：使用原有的稳压器卸压箱；
[0018] 可选方案二：使用原有安全壳内置水池；
[0019] 可选方案三：可单独布置泄压抑压设备；
[0020] 可选方案四：如果反应堆安全壳是密闭的双层安全壳，可以通入到双层安全壳中间的环腔，通过双层安全壳环腔的放射性过滤系统等处理设施来控制放射性的排放。
[0021] 进一步地，在所述安全壳采用密闭的双层安全壳，则采用双层安全壳中间的环腔用作泄压设备。
[0022] 对于安全壳是密闭的双层安全壳情况下，也可以通入到双层安全壳中间的环腔，通过双层安全壳环腔的放射性过滤系统等处理设施来控制放射性的排放。
[0023] 进一步地，所述环腔内设置稳压器卸压箱或是水池作为泄压设备。
[0024] 本发明与
现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
[0025] 本发明用于蒸汽发生器传热管破裂事故的缓释装置，利用了蒸汽发生器、主蒸汽管道、安全壳、安全阀、释放阀和隔离阀之间的排列关系，进行了合理可行的重新布置，并将SGTR发生后，通过释放阀和安全阀释放的大量放射性引入安全壳内进行控制，完善了SGTR发生后，安全壳这层屏障的完整性，降低了安全壳旁通造成的放射性泄漏风险，减少放射性对环境和人的负面影响，为反应堆相关建设提供辐射安全保障。
附图说明
[0026] 此处所说明的附图用来提供对本发明
实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
[0027] 图1为实施例2的结构示意图；
[0028] 图2为实施例3的结构示意图；
[0029] 图3为实施例4的结构示意图；
[0030] 图4为实施例5的结构示意图。
[0031] 附图中标记及对应的零部件名称：1-安全壳、2-蒸汽发生器、3-泄压设备、4-空腔、5-回流管、6-安全阀、7-三通控制阀、8-释放阀、9-隔离阀、10-主蒸汽管道。
具体实施方式
[0032] 为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
[0033] 实施例1
[0034] 本实施例包括安全壳1以及置于安全壳1内部的蒸汽发生器2，在所述蒸汽发生器2的蒸汽出口连接有主蒸汽管道10，且主蒸汽管道10的端部贯穿安全壳1后向外延伸，且在主蒸汽管道10上设有缓释机构，所述缓释机构包括泄压设备3、回流管5、安全阀6、三通控制阀7、释放阀8以及隔离阀9。本发明是在反应堆包括常规二回路系统的基础上，通过合理布置主蒸汽管道上的安全阀、释放阀、隔离阀，并增设三通控制阀、回流管和泄压设备，达到缓解SGTR事故放射性释放的目的。
[0035] 针对SGTR事故发生时，含有放射性物质的大量二回路冷却剂以气态甚至直接以液态的形式，穿越反应堆厂房这一最后的安全屏障，直接排入环境，如果发生堆芯熔化，则熔化产生的大量放射性物质也会通过该破口排入环境，申请人提供了一种蒸汽发生器2传热管断裂引发大量放射性物质释放的缓释装置，即利用缓释装置将SGTR事故所产生的大量放射性引入安全壳1内进行控制，完善了SGTR发生后，安全壳1这层屏障的完整性，降低了安全壳1旁通造成的放射性泄漏风险，减少放射性对环境和人的负面影响，为反应堆相关建设提供辐射安全保障。其中，申请人通过设置两根与主蒸汽管道10相连通的管路，通过不同的阀系控制蒸汽发生器2中泄漏的放射性物质回流至回收处理设备中，进而降低基准事故和严重事故条件下的放射性后果，提高反应堆的安全系数。
[0036] 实施例2
[0037] 如图1所示，本实施例中，所述缓释机构包括泄压设备3、回流管5、安全阀6、三通控制阀7、释放阀8以及隔离阀9，安全阀6、释放阀8以及隔离阀9均置于安全壳1外，泄压设备3置于安全壳1内且通过回流管5与所述三通控制阀7的一端出口连通，三通控制阀7另一端出口通往原安全阀6出口，三通控制阀7入口与安全阀6出口相连，安全阀6入口与主蒸汽管道10连通，释放阀8以及隔离阀9固定在主蒸汽管道10上。进一步地，蒸汽发生器2和主蒸汽管道10中的水和汽的压力超过安全阀6的保护压力后，将从安全阀6释放汽、水，然后进入三通控制阀7后分成两路，第一路通往安全壳1外，第二路通过回流管5重回至安全壳1内，且在回流管5末端连接的泄压设备3，该泄压设备3能将重回安全壳1内的高温高压水蒸气泄压，以方便放射性过滤设备的后期处理；具体地，SGTR未发生的情况下，三通控制阀7将第一路常开，第二路常闭，将汽、水通往安全壳1外再沿主蒸汽管道10向外部的处理设备进行排放；
SGTR事故发生的情况下，将隔离阀9和释放阀8关闭，安全阀6因主蒸汽管道10高压顶开，此时三通控制阀7将第一路关闭，第二路打开，将含大量放射性的汽、水排放到安全壳1内的泄压设备中，实际消除了大量放射性释放。
[0038] 实施例3
[0039] 如图2所示，本实施例与实施例2的不同的是，将安全阀6内置到安全壳1内，或直接设置在蒸汽发生器2上。此实施例同样实际消除了大量放射性释放。
[0040] 实施例4
[0041] 如图3所示，本实施例与实施例2的不同的是，将释放阀8释放出来的汽、水通到安全阀6出口处，一并接入控制三通阀7的入口。SGTR发生后，不需要关闭释放阀8，从释放阀8释放出的放射性汽、水均引入安全壳1内的泄压设备3。此实施例同样实际消除了大量放射性释放。
[0042] 实施例5
[0043] 如图4所示，本实施例与实施例3的不同的是，将安全阀6内置到安全壳1内，或直接设置在蒸汽发生器2上，安全阀6和释放阀7也可以视工程需求内置到安全壳1内。此实施例同样实际消除了大量放射性释放。
[0044] 实施例6
[0045] 如图1～4所示，本实施例在实施例1至实施例5的基础上，所述泄压设备3为稳压器卸压箱、水池或专用泄压设备，且泄压设备3置于安全壳1内部。该泄压设备3能够将有由回流管5中重新进入安全壳1的高温高压水汽转换成常温常压的液体，并且针对
单层的安全壳1，将泄压设备3置于安全壳1内部，以方便放射性过滤设备在相对稳定的环境下对因传热管破裂而泄漏出的水汽进行快速处理。
[0046] 实施例7
[0047] 如图1～4所示，本实施例在实施例1至实施例5的基础上，在所述安全壳1为双层安全壳，以双层安全壳之间的环形空腔4作为泄压设备3，或者在空腔4内设置泄压设备3。将稳压器卸压箱或是水池能够将有由回流管5中重新进入安全壳1的高温高压水汽转换成常温常压的液体，并且针对双层的安全壳1，将稳压器泄压箱或是水池置于安全壳1的空腔4内，以方便同处于空腔4内的放射性过滤系统在相对稳定的环境下对因传热管破裂而泄漏出的水汽进行快速处理；且在空腔4内，经过处理后的液体部分可以通过管道将其引出安全壳1进行冷却和引流，这样既能保证气载的放射性滞留在安全壳1内，又能保证泄压设备内的水体积不超限、安全壳1压强不超限。
[0048] 以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何
修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
