核电站稳压器及其水封装置的制作方法

本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电站稳压器及其水封装置。

背景技术：

稳压器是核电站中的重要压力安全设备，主要作用是对一回路主系统进行压力和容积的调节和控制，以保证一回路主系统压力边界的完整性。

氧含量的增加会加速金属的化学反应速率，为了减缓一回路的水及水中杂质与金属的化学反应速率，需要控制一回路中的氧含量。在核电机组正常运行时，一般通过向容控箱中充入氢气，使得一回路中水中的氢达到一定的浓度，以抑制水辐照生成氧，从而减缓一回路的水及水中杂质与金属的化学反应速率。为了避免一回路的氢气通过稳压器安全阀泄漏，需在稳压器安全阀设置水封以避免氢气泄漏。

现有的水封装置采用u型管冷水封结构，u型管冷水封结构位于稳压器上封头与安全阀相连的工艺管道上。在稳压器启动和运行期间，稳压器内的饱和水蒸汽在u型管冷水封结构内冷凝，当冷凝水液面高于u型管内壁上表面的最低点，水密封建立完成。稳压器水封装置可以有效减少稳压器内汽相空间中氢气的泄漏。但是，u型管冷水封结构位于稳压器上封头外部，内部冷凝水温度低，当稳压器安全阀开启后，安全阀下游的排放管线将承受较高的水力载荷，同时u型管冷水封结构将占用较多的布置空间。

现有的水封装置还采用热态内置槽式积水罩的热水封结构，积水罩焊接在稳压器上封头安全阀接管内侧。在稳压器启动和运行期间，稳压器内的饱和水蒸汽在积水罩内冷凝，当冷凝水液面高于安全阀接管内侧最低点，水密封建立完成。稳压器水封装置可以有效减少稳压器内汽相空间中氢气的泄漏。但是，积水罩式水封结构存在积水罩水容积较大，完全形成水封所需时间较长，氢气泄露风险较大的缺陷。

有鉴于此，实有必要提供一种新型的核电站稳压器及其水封装置，以克服以上缺陷。

技术实现要素：

本发明的目的在于：克服现有技术的缺陷，提供一种核电站稳压器及其水封装置。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电站稳压器水封装置，其包括：

上封头本体，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层和位于稳压器外侧的保温层；

贯穿上封头本体倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管，稳压器安全阀接管设有安全端，安全端与稳压器安全阀上的工艺管道连接；以及

设置于稳压器安全阀接管下方的集水罩，集水罩固接在上封头内表面的堆焊层上并自堆焊层倾斜向上延伸；

其中，集水罩设有平直的底板和围绕底板边缘的侧板，底板、侧板和内表面堆焊层共同围成冷凝水收集空腔，用于收集饱和水蒸汽冷凝形成的冷凝水，且底板的顶端位于内表面堆焊层表面最低点的上方。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述保温层的厚度为280mm-300mm。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述安全阀工艺管道与稳压器安全阀接管安全端通过对接焊缝连接。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述稳压器安全阀接管和安全端至少部分延伸出保温层。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述安全阀工艺管道、稳压器安全阀接管和安全端至少共有480mm延伸出保温层。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述安全阀接管和安全端通过对接焊缝连接，所述稳压器安全阀接管和上封头本体通过对接焊缝连接。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述集水罩由奥氏体不锈钢整体冲压而成。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述侧板两翼的夹角为18-22度。

作为本发明核电站稳压器水封装置的一种改进，所述底板与侧板的夹角为95-101度。

此外，本发明还提供了一种核电站稳压器，其包括本发明核电站稳压器水封装置。

相对于现有技术，本发明提供的核电站稳压器水封装置可快速形成水封，避免了氢气泄露的风险，结构简单，制造方便。此外，水封系统内冷凝水温度可以控制在低于稳压器内饱和水蒸汽温度30℃的范围内，能够有效缓解安全阀下游的排放管线承受的水力载荷，节省稳压器外部的布置空间。

附图说明

以下结合附图和具体实施方式，对本发明核电站稳压器及其水封装置进行详细说明，其中：

图1为本发明核电站稳压器水封装置的结构示意图。

图2至4为本发明核电站稳压器水封装置中，集水罩的结构示意。

图5a至5c为本发明核电站稳压器水封装置水封过程的示意图。

具体实施方式

为了使本发明的发明目的、技术方案和有益技术效果更加清晰明白，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并不是为了限定本发明。

请参照图1至图5所示，本发明提供了一种核电站稳压器水封装置，其包括：

上封头本体50，设有位于稳压器内侧的内表面堆焊层40和位于稳压器外侧的保温层60；

贯穿上封头本体50倾斜向上延伸的稳压器安全阀接管30，稳压器安全阀接管设有安全端20，安全端20与稳压器安全阀上的工艺管道10连接；以及

设置于稳压器安全阀接管30下方的集水罩70，集水罩70固接在上封头本体50内表面的堆焊层40上，并自堆焊层40倾斜向上延伸；

其中，集水罩70设有平直的底板80和围绕底板80边缘的侧板90，底板80、侧板90和内表面堆焊层40共同围成冷凝水收集空腔，用于收集饱和水蒸汽冷凝形成的冷凝水，且底板80的顶端位于内表面堆焊层40表面最低点的上方。

在本发明的一个实施方式中，稳压器安全阀不设置保温，上封头本体50外覆盖的保温层的厚度为280mm-300mm。稳压器安全阀接管30和安全端20至少部分延伸出保温层60，例如，稳压器安全阀接管30和安全端20有部分延伸出保温层60的保温范围以外。为了控制饱和水蒸汽冷凝速率和水封系统内冷凝水温度，安全阀的工艺管道10、稳压器安全阀接管30和安全端20共有480mm长的范围延伸出保温层60的保温范围以外。

在图示实施方式中，安全阀工艺管道10与稳压器安全阀接管30的安全端20通过对接焊缝连接。

根据本发明的一个优选实施方式，稳压器安全阀接管30和安全端20通过对接焊缝连接，稳压器安全阀接管30和上封头本体50通过对接焊缝连接。

请特别参照图2至图4所示，本发明核电站稳压器水封装置中，集水罩70由奥氏体不锈钢整体冲压而成，采用整体冲压的方式制作，以减小了集水罩70上的焊缝，减少了稳压器在役期间焊缝薄弱部位。

集水罩70焊接在上封头本体50内表面的堆焊层40上，其设有平直的底板80和围绕底板80边缘的侧板90，底板80、侧板90和内表面堆焊层40共同围成冷凝水收集空腔，用于收集饱和水蒸汽冷凝形成的冷凝水，且底板80的顶端位于内表面堆焊层40表面最低点的上方。

底板80为平板结构，80厚度为20mm，其远离焊接于堆焊层40的一端的截面在高度方向上位于内表面堆焊层40表面最低点的上方，且截面为直线。在图示实施方式中，侧板90的高度为80mm，厚度为20mm，中间段呈圆弧状，侧板两翼夹角为18°-22°(图示实施方式中为20°)，底板80与侧板90之间成95-101度夹角(图示实施方式中为98°夹角)。

以下参照图5a至5c所示，详细说明水密封建立的原理。

当稳压器启动时，稳压器内高温高压的饱和水蒸汽通过部分未覆盖保温层的稳压器安全阀上的工艺管道10、稳压器安全阀接管30和安全端20对外部环境进行热传导和热辐射；

随后，水封系统内的部分饱和水蒸汽冷凝并先后经过稳压器安全阀接管安全端20和稳压器安全阀接管30滴入集水罩70内。当冷凝水液面漫过稳压器安全阀接管30内壁堆焊层40上表面的最低点，且水封系统进出口液面出现高度差，说明水密封已经建立。

水密封的建立隔开了稳压器汽相空间与稳压器安全阀之间的连接，防止稳压器内的氢气通过稳压器安全阀对外界排放。由于水封系统内的冷凝水由高温高压饱和水蒸汽冷凝形成，且与稳压器高温汽相空间相连，使得水封系统内冷凝水温度较高，在稳压器正常运行期间，水封系统内冷凝水的温度与稳压器汽相空间温差小于30℃，能够有效降低安全阀(1)开启后下游排放管线承受的水力载荷。

相对于现有技术，本发明提供的核电站稳压器水封装置可快速形成水封，避免了氢气泄露的风险，结构简单，制造方便。此外，水封系统内冷凝水温度可以控制在低于稳压器内饱和水蒸汽温度30℃的范围内，能够有效缓解安全阀下游的排放管线承受的水力载荷，节省稳压器外部的布置空间。

根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。