[发明专利]减压阀

说明书

一种用于冷却剂系统的减压阀；包括：具有主阀的主腔室、先导管线和具有次级阀的泄放管线；主阀被定位成密封冷却剂系统的冷却剂管线。主腔室被定位在冷却剂系统的下游，主腔室填充有来自冷却剂系统经由先导管线的流体，主腔室中的流体的压力作用在主阀的活塞头上，并且导致主阀取决于主腔室中的流体压力而打开或关闭。流体可经由泄放管线从主腔室逸出，其具有取决于次级阀的操作状态可变的流体压力，并且其中次级阀取决于冷却剂系统内的条件自动打开。

技术领域

本公开涉及一种用于核反应堆的被动减压阀。

背景技术

由于核反应堆呈现为理想的基本负载站，核反应堆是对电网的期望的添加。这是因为它们被认为是低碳的电来源，并且不依赖于可变的天气条件（其是其它低碳来源的限制因素）。这些特征允许它们被用作完整的电网的支柱。在全世界使用的最常见类型的核反应堆中的一种是加压水反应堆（PWR），在其中主回路的加压水用作冷却剂、缓和剂以及到蒸汽发生器的热传输流体。系统的相对简单性为它们提供了这些系统可以改变规模的优点。因此，它们适用于大规模发电厂以及小规模模块化反应堆两者。然而，与所有核电站一样，它们需要稳定的安全系统来防止事故。

用于核反应堆的现代安全系统的目标是成为主动的和被动的两者。主动系统在操作者和/或运行系统（诸如泵和发电机）的控制下操作，所述泵和发电机在正常操作中与紧急控制相关联。被动安全系统不需要任何外部操作者输入或主动系统运行以便操作。此后者的系统是有益的，因为其允许对不需要外部电力或用户输入的系统的自动自控制。在紧急情况下，这是期望的，因为在某些情况下，到反应堆的电力可能被中断，或者操作者可能不能手动地控制系统，在这种情况下，被动控制系统允许系统保持安全。

在加压水反应堆的情况下，主要的安全顾虑之一是冷却剂损失事故（LOCA）的情况，在其中进入到反应堆中的冷却水损失并且如未被改正则将导致核反应堆的故障。这是因为在没有冷却剂的情况下，由反应堆的燃料棒内的放射性衰变产生的热量将增加到反应堆被损坏的点。这可能导致严重的核事件。这可发生的方式之一是如果冷却剂沸腾，其能够导致燃料包壳的熔化和裂变产物的释放。因此，为了防止发生这种情况，核反应堆配备有紧急冷却系统，如果存在故障，该紧急冷却系统可以替换冷却水。在PWR中，防止这种情况的系统被称为紧急堆芯冷却系统（ECCS）。这些系统典型地涉及打开管道以排放本反应堆冷却剂。用于此的排放工程管工业设计成提供足够的容量以去除加热的冷却剂，同时维持低的反应堆回路压力。为了替换此排放的冷却剂，新鲜的冷却剂在重力下被注入到系统中。这些排放管道通常使用隔离阀与反应堆隔离，所述隔离阀可在检测到LOCA时打开。典型地，这涉及用来监控厂的参数的仪器、用来在到达设定点时生成启动信号的控制系统以及用来改变阀位置的阀致动器。

在LOCA的情况下实现冷却剂与冷却流体的紧急供应的这种隔离的系统在本领域中是已知的。在正常操作期间，当反应堆回路中存在压力减小时，使用累积器隔离被动阀（AIPV）来隔离处于55巴的加压累积器和处于70巴的堆芯，该阀与位于上游的累积器和下游的反应堆回路和堆芯之间的压力差成比例地打开。对于AIPV，由于阀位置与压力差成比例，所以一旦压力均衡，由于反应堆回路压力的恢复或累积器压力的排放，则阀闭合，再次隔离管线。因此，阀不会保持锁定打开以允许完全的系统减压。备选地，用于累积器减压的自动安全阀（ASVAD）的阀可以被使用。当由系统中的压力施加的力下降到低于由作用在阀柱塞上的弹簧施加的力设定的水平时，这些被用于通过打开阀来从累积器的气体空间排出气体。ASVAD阀不是通常意义上的隔离阀，而是专门设计用于气体的排出。因此，其不适合于高压、高温水的隔离。由于阀既不基于温度操作，也不能在其中系统压力和温度升高的完整回路故障瞬变的情况下打开，因此需要改进。Westinghouse的AP1000反应堆设计的特征是用于排放加热的冷却剂的阀——被称为爆管（squib）阀。爆管阀配备有用于打开阀的爆炸性填料；然而，爆管阀的谬误操作可能导致较大的放射危害。因此，厂的设计的安全调整依赖于高度可靠的控制和仪器（CI）系统以防止谬误操作，并且因此为厂的设计添加了显著成本。因此，期望开发简化的被动阀，以允许冷却剂回路的减压。

发明内容