本发明属于核电站设计领域,具体涉及一种非能动安全壳降压过滤系统,设置在核电厂的核岛中,包括由内层安全壳(4)和外层安全壳(5)构成的双层安全壳(1),还包括换热系统(3)和贯穿外层安全壳(5)的降压过滤单元(2),内层安全壳(4)和外层安全壳(5)之间构成安全壳环形空间(6)；换热系统(3)将双层安全壳(1)内的热量交换到双层安全壳(1)之外；降压过滤单元(2)能吸收换热系统(3)的热量,依靠内外密度差驱动,通过非能动的方式将安全壳环形空间(6)内的气体排出。本发明利用非能动的抽吸作用,将安全壳环形空间(6)内的不凝性气体过滤排放,消除了双层安全壳(1)的剩余超压风险,提高了核电厂的安全性。

本发明提供一种反应堆超压保护系统及方法、核电系统及其一回路系统。保护系统包括稳压器、控制系统和自动泄压结构,自动泄压结构包括设于稳压器顶部的自动泄压管和设于自动泄压管上的先导式安全阀,先导式安全阀能够在电厂功率运行期间,根据稳压器内蒸汽压力大小自动开闭,以实现电厂功率运行下的超压保护功能。控制系统能够在停堆过程中,根据一回路管道上仪表的压力反馈,控制先导式安全阀的开闭,以实现停堆过程中的低压保护功能。由此仅采用先导式安全阀就能实现电厂功率运行超压保护和停堆过程中余热排出系统介入后的低温超压保护,使得本系统具有设备集中、结构简化、维护简单、安全性能高的优点。

本发明涉及核电厂蒸汽自卸压系统技术领域,具体地说是非能动设计的一种核电厂新型自动卸压系统及方法,包括稳压器、ADS隔离阀、喷射器、位于安全壳内的高位水箱、鼓泡器、低位水箱、ADS排放管道以及吸水管道；稳压器的出口端采用ADS排放管道依次连接ADS隔离阀、喷射器的一个进水口、鼓泡器；鼓泡器位于高位水箱内,低位水箱采用吸水管道连接喷射器的另一个进水口。本发明与现有技术相比,可以有效地利用蒸汽喷射时释放的能量,使原先直接排放至高位水箱内的能量被有效地利用,同时将原先低位水箱内用不到的水源抽至高位水箱,高位水箱的尺寸也可以减小,从而最大化地利用安全壳内部的布置空间,最终提升核电厂的安全性和经济性。