[实用新型]用于保证核电站安全的安全系统有效
申请号: | 201320678730.8 | 申请日: | 2013-10-30 |
公开(公告)号: | CN203607107U | 公开(公告)日: | 2014-05-21 |
发明(设计)人: | 肖三平;张恒明;陈树山;王亮亮;李澍;钱辉 | 申请(专利权)人: | 中国广核集团有限公司;中科华核电技术研究院有限公司;中广核工程有限公司 |
主分类号: | G21C15/18 | 分类号: | G21C15/18 |
代理公司: | 上海波拓知识产权代理有限公司 31264 | 代理人: | 孙燕娟 |
地址: | 518031 广东省深圳市福田*** | 国省代码: | 广东;44 |
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摘要: | 一种用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统、正常余热排出系统及信号处理器;反应堆冷却剂系统包括至少一测量通道,以及用于测量测量通道内压力值的压力计;正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计;非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱,安全壳内置换料水箱通过至少一爆破阀与反应堆压力容器相连;压力计、流量计及爆破阀均电连接信号处理器;信号处理器在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下,发送信号打开所述爆破阀中的至少一个,使安全壳内置换料水箱内的冷却剂注入反应堆压力容器内,降低了反应堆压力容器内的蒸汽产量,从而降低了由反应堆压力容器进入安全壳的蒸汽量,因此避免了因安全壳内部压力过高破裂而导致的安全问题。 | ||
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【主权项】:
一种用于保证核电站安全的安全系统,用于降低安全壳内的压力,所述用于保证核电站安全的安全系统包括反应堆冷却剂系统、非能动堆芯冷却系统及正常余热排出系统;所述反应堆冷却剂系统通过一主管道(38)与反应堆压力容器(3)相连,所述反应堆冷却剂系统包括一稳压器(30),所述稳压器(30)具有至少一测量通道(31、33、35、37),且所述稳压器(30)包括用于测量所述至少一测量通道(31、33、35、37)内压力值的压力计;所述正常余热排出系统和所述非能动堆芯冷却系统通过一副管道(41)与反应堆压力容器(3)相连,所述正常余热排出系统包括用于测量流过正常余热排出系统的流体的流量的流量计(50);所述非能动堆芯冷却系统包括安全壳内置换料水箱(45),所述安全壳内置换料水箱(45)通过至少一爆破阀(418、419)与反应堆压力容器(3)相连;其特征在于:所述用于保证核电站安全的安全系统还包括信号处理器(2);所述压力计、所述流量计(50)及所述至少一爆破阀(418、419)均电连接所述信号处理器(2);所述信号处理器(2)在接收到的流量值及压力值同时满足预设条件的情况下,发送信号打开所述至少一爆破阀(418、419)中的至少一个。
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