本实用新型涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电站的超压保护系统和核电站。
背景技术：
现有核电站的发电原理为利用蒸汽推动蒸汽轮机运转，完成发电作业，高压蒸汽通常通过主蒸汽管道由蒸汽发生器输送至蒸汽轮机。
由于主蒸汽管道中的蒸汽压力特别高，通常为7兆帕(mpa)以上，如果出现故障，其压力可能进一步提高，并可能带来一定的危险，因此需要为主蒸汽管道提供超压保护。然而现有的超压保护系统功能单一，仅能通过高压蒸汽向自然界排放，以降低主蒸汽管道内的压力。如果故障是由蒸汽发生器传热管破裂等原因造成的，则可能导致执行超压保护时使得放射性物质释放到大气环境中，造成环境污染。
技术实现要素：
本实用新型实施例提供一种核电站的超压保护系统和核电站，以解决现有核电站的超压保护系统可能导致放射性气体向环境释放的问题。
第一方面，本实用新型实施例提供了一种核电站的超压保护系统，设置于蒸汽发生器的主蒸汽管道，包括：
与所述主蒸汽管道相连通的第一排放管线，所述第一排放管线上设置有安全阀，所述安全阀为非能动安全阀；
与所述主蒸汽管道相连通的第二排放管线，所述第二排放管线上设置有排放阀，所述排放阀与控制器相连，所述控制器还与检测所述主蒸汽管道内压力的传感器电连接；
与所述主蒸汽管道相连通的第三排放管线，所述第三排放管线上设置有第一隔离阀，所述第一隔离阀与检测所述主蒸汽管道内辐射的传感器通信连接，所述第三排放管线远离所述主蒸汽管道的一端与废液处理系统相连通。
可选的，所述第二排放管线上还设置有第二隔离阀，所述第二隔离阀设置于所述排放阀靠近所述主蒸汽管道的一侧。
可选的，所述第二排放管线远离所述主蒸汽管道的一端设置有消声器。
可选的，所述第三排放管线还设置有冷却组件，且位于所述第一隔离阀远离所述主蒸汽管道的一侧。
可选的，所述冷却组件为冷却水池。
可选的，所述第二隔离阀的数量为至少两个，且所述至少两个第二隔离阀相串联。
可选的，所述第一排放管线、所述第二排放管线和所述第三排放管线均直接与所述主蒸汽管道相连通。
可选的，所述第一排放管线、所述第二排放管线和所述第三排放管线中的二者或三者通过同一支管路与所述主蒸汽管道相连通。
第二方面，本实用新型实施例还提供了一种核电站，包括以上任一项所述的核电站的超压保护系统。
本实用新型实施例通过第一排放管线、第二排放管线和第三排放管线相配合，在正常情况下，通过第二排放管线调节主蒸汽管道内的压力，当压力过高时，第一排放管线上的非能动安全阀能够启动并实现蒸汽排放，以避免主蒸汽管道内的压力过高，如果出现了放射性物质泄漏事故，则通过开启第三排放管线将具有放射性的蒸汽排放至废液处理系统，既能够实现主蒸汽管道内压力过高时的超压保护，也能够在出现放射性物质泄漏时，防止放射性物质泄漏到外界环境中，降低了造成环境污染的可能性，提高了核电站的安全系数。
附图说明
为了更清楚地说明本实用新型实施例的技术方案，下面将对本实用新型实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获取其他的附图。
图1是本实用新型一实施例中的核电站的超压保护系统的结构示意图；
图2是本实用新型一实施例中的核电站的超压保护系统的结构示意图。
具体实施方式
下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获取的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。
本实用新型实施例提供了一种核电站的超压保护系统，设置于蒸汽发生器100的主蒸汽管道200。
在一个实施例中，如图1所示，该核电站的超压保护系统包括第一排放管线10、第二排放管线20和第三排放管线30，且这三个排放管线均与蒸汽发生器100的主蒸汽管道200相连通，以实现对主蒸汽管道200中的蒸汽排放。
第一排放管线10上设置有安全阀11，该安全阀11为非能动安全阀，非能动安全阀指的是不需要依赖外部动力，而是根据主蒸汽管道的参数自动开启和关闭的阀门，具体的，例如可以为弹簧加载式的非能动安全阀等，该非能动安全阀本身的结构可参考相关技术，此处不作进一步限定和描述。
该第一排放管线10主要用于在主蒸汽管道200内压力过高的时候释放蒸汽，实施时，根据安全条件选择具有相应开启阈值的非能动安全阀即可，例如，一般情况下主蒸汽管道200内的压力在7mpa左右，在特殊情况下，可能达7.5mpa，但是该主蒸汽管道200内的压力不可以超过8mpa，那么就该非能动安全阀的开启压力则设定为8mpa。
显然，实施时，该非能动安全阀的开启阈值可以根据情况设定和选择，此处不作进一步限定和描述。
第二排放管线20上设置有排放阀21，排放阀21与控制器相连，控制器还与检测主蒸汽管道200内压力的传感器电连接。
第二排放管线20用于根据主蒸汽管道200内的压力调节蒸汽排放，排放阀21、控制器和传感器之间可以直接电连接；此外，排放阀21、控制器和传感器之间还可以间接电连接，例如，控制器可以由核电站的安全监控系统获取由传感器检测到的主蒸汽管道200内的压力数据。
主蒸汽管道200内的压力越高，则控制排放阀21的开启程度越大，从而维持主蒸汽管道200内的压力处于相对安全的范围内。
上述控制器可以选择单片机、微控制器、计算机等现有的控制器，传感器也可参考相关技术中的传感器，此处对其结构不作进一步限定和描述。
应当理解的是，上述安全阀11为开启阈值大于排放阀21的最大压力值的非能动安全阀。
也就是说，当处于正常工况下，各排放管线均处于关闭状态，当主蒸汽管道200内的压力略高于正常工况时，通过第二排放管线20调节主蒸汽管道200内的压力，当主蒸汽管道200内的压力过高，且第二排放管线20无法满足调节需求时，主蒸汽管道200内的压力才会达到第一排放管线10的调节阈值，此时，第一排放管线10处于工作状态以排放主蒸汽管道200内的蒸汽。
第一排放管线10和第二排放管线20可以直接将蒸汽排放至大气环境中，也可以进行处理。例如，可以将蒸汽冷却后，排放至大气环境中。由于第一排放管线10和第二排放管线20主要针对未发生放射性物质泄漏的工况，所以将气体直接排放至大气环境中不会产生其它不利影响。
第三排放管线30用于在发生放射性物质泄漏时，避免存在放射性向环境释放，第三排放管线30上设置有第一隔离阀31，第一隔离阀31与检测主蒸汽管道200内辐射的传感器通信连接，第三排放管线30远离主蒸汽管道200的一端与废液处理系统300相连通。
当检测到存在放射性物质泄漏时，则控制该第三排放管线30上的第一隔离阀31开启，从而使得沾染放射性物质的蒸汽进入废液处理系统300处理，从而避免沾染有放射性物质的蒸汽直接排放到大气环境中。
其中，废液处理系统300可以利用核电站中原有的废液处理系统300，也可以参考原有放射性液体处理装置单独设置废液处理系统300，此处对其结构不作进一步限定和描述。
本实用新型实施例通过第一排放管线10、第二排放管线20和第三排放管线30相配合，在正常情况下，通过第二排放管线20调节主蒸汽管道200内的压力，当压力过高时，第一排放管线10上的非能动安全阀能够启动并实现蒸汽排放，以避免主蒸汽管道200内的压力过高，如果出现了放射性物质泄漏事故，则通过开启第三排放管线30将具有放射性的蒸汽排放至废液处理系统300，既能够实现主蒸汽管道200内压力过高时的超压保护，也能够在出现放射性物质泄漏时，防止放射性物质泄漏到外界环境中，降低了造成环境污染的可能性，提高了核电站的安全系数。
进一步的，第二排放管线20上还设置有第二隔离阀22，第二隔离阀22设置于排放阀21靠近主蒸汽管道200的一侧。
该第二隔离阀22可以选择气动阀门或电动阀门，设置该第二隔离阀22的目的在于进一步提高对于第二排放管线20的控制效果，提高其安全系数，只有当第二隔离阀22开启后，排放阀21才能起到对于蒸汽的控制效果，当排放阀21出现故障时，可以通过关闭第二隔离阀22以防止排放阀21无法正常工作而可能造成的影响。
进一步的，第二排放管线20远离主蒸汽管道200的一端设置有消声器23，该消声器23用于降低高压蒸汽排放时的噪音，从而降低可能带来的噪声污染，其结构可参考相关技术中的消声器。
应当理解的是，核电站的安全性能较高，超压工况和放射性物质泄漏工况均为小概率事件，但是为了进一步提高安全性，本实施例中进一步还在第三排放管线30上设置了冷却组件32，且该冷却组件32位于第一隔离阀31远离主蒸汽管道200的一侧。该冷却组件32可以选用现有的或改进的冷却水池32或冷却塔等，此处不作进一步限定和描述。
该冷却组件32可以减低排放的蒸汽温度，从而满足废液处理系统300的温度要求，同时可以提高蒸汽排放效率，从而降低主蒸汽管道200内出现超压状态的可能性，避免发生放射性物质泄漏事故时，第一排放管线10或第二排放管线20工作，导致放射性物质排放到大气环境中。
进一步的，第一隔离阀31的数量为至少两个，且至少两个第一隔离阀31相串联。有助于进一步的提高安全系数和系统工作的可靠性。
在一个可选的具体实施方式中，如图1所示，第一排放管线10、第二排放管线20和第三排放管线30均直接与主蒸汽管道200相连，有助于分别控制，简化结构设计，避免不同排放管线之间互相产生干扰。
在另一个可选的具体实施方式中，如图2所示，第一排放管线10、第二排放管线20和第三排放管线30中的二者或三者通过同一支管路40与主蒸汽管道200相连通。
可以理解为，第一排放管线10、第二排放管线20和第三排放管线30中的二者或三者通过公用的支管路40与主蒸汽管道200相连通，而不是直接与主蒸汽管道200相连通。这样，有助于减少在主蒸汽管道200上打孔数量，降低了对于主蒸汽管道200可能造成的破坏，提高了系统的可靠性。
本实用新型实施例还提供了一种核电站，包括以上任一项的核电站的超压保护系统。
其中，核电站的其他结构均可参考相关技术，此处不作进一步限定和描述，由于本实施例包括了上述实施例的全部技术方案，因此至少能实现上述全部技术效果，此处不再赘述。
以上，仅为本实用新型的具体实施方式，但本实用新型的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。因此，本实用新型的保护范围应以权利要求的保护范围为准。
1.一种核电站的超压保护系统，设置于蒸汽发生器的主蒸汽管道，其特征在于，包括：
与所述主蒸汽管道相连通的第一排放管线，所述第一排放管线上设置有安全阀，所述安全阀为非能动安全阀；
与所述主蒸汽管道相连通的第二排放管线，所述第二排放管线上设置有排放阀，所述排放阀与控制器相连，所述控制器还与检测所述主蒸汽管道内压力的传感器电连接；
与所述主蒸汽管道相连通的第三排放管线，所述第三排放管线上设置有第一隔离阀，所述第一隔离阀与检测所述主蒸汽管道内辐射的传感器通信连接，所述第三排放管线远离所述主蒸汽管道的一端与废液处理系统相连通。
2.如权利要求1所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第二排放管线上还设置有第二隔离阀，所述第二隔离阀设置于所述排放阀靠近所述主蒸汽管道的一侧。
3.如权利要求1所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第二排放管线远离所述主蒸汽管道的一端设置有消声器。
4.如权利要求1所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第三排放管线还设置有冷却组件，且位于所述第一隔离阀远离所述主蒸汽管道的一侧。
5.如权利要求4所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述冷却组件为冷却水池。
6.如权利要求1所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第一隔离阀的数量为至少两个，且所述至少两个第一隔离阀相串联。
7.如权利要求1至6中任一项所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第一排放管线、所述第二排放管线和所述第三排放管线均直接与所述主蒸汽管道相连通。
8.如权利要求1至6中任一项所述的核电站的超压保护系统，其特征在于，所述第一排放管线、所述第二排放管线和所述第三排放管线中的二者或三者通过同一支管路与所述主蒸汽管道相连通。
9.一种核电站，其特征在于，包括权利要求1至8中任一项所述的核电站的超压保护系统。
技术总结