一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统技术方案

本发明专利技术属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。其结构包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。本系统作为严重事故对策，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现带走堆芯熔融物、排出堆芯热量、防止熔穿的安全功能。

【技术实现步骤摘要】
一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统
本专利技术属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。
技术介绍
在世界各国核电站中，应对堆芯熔融物的措施分为两种类型：一种为堆内滞留（In-VesselRetention，IVR），例如美国AP1000堆型，在严重事故条件下，当堆芯熔化不可避免时，可以通过淹没反应堆堆腔、冷却压力容器外壁的方式，保持压力容器下封头完整性，从而将熔融堆芯物质滞留在压力容器内。通过非能动的方式对堆芯熔融物进行冷却，优点是结构简单造价低（但是不适用于高功率的核电站），而且可以把熔融物限制在压力容器内，防止了放射性物质的泄漏，也保证了安全壳的完整性。但是由于目前对熔融物的冷却及层化现象还未充分理解，失效裕度难以确定，因此还存在一定的风险。而且AP1000的非能动系统仅适用于非能动安全系统核电厂，对于能动型专设安全设施的核电厂，上述系统很难满足应对全厂断电事故的要求。另外一种是堆外滞留（Ex-VesselRetention，EVR），例如VVER-1000、EPR，法国的EPR堆型的设计理念是在堆芯熔融物熔穿压力容器后，引导至扩展空间，再通过非能动的方式将冷却水引至扩展空间，对摊薄的堆芯熔融物进行冷却，其优点是安全性高，熔融物固化快，但是所需空间大、固化熔融物面积大、熔融物冷却时压力高；而俄罗斯的WWER型核电机组，是通过专门的堆芯捕集器对堆芯熔融物收集并冷却，通过非能动的方式进行冷却。由于其特殊的熔融物捕集装置和冷却方式，熔融物固化后结构紧凑，利于后续的分解处理。而且由于熔融物一直被限制于热交换器中且与安全壳大气和冷却水的接触面积较小，因此减少了裂变产物的泄漏，安全壳内压力也较低。但是因为熔融物冷却速率较低，因此熔融物的固化时间也较长，长达数月。
技术实现思路
本专利技术的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，在核电站发生严重事故工况时，堆腔注水冷却系统使含硼水流过堆腔，带走堆芯熔融物释放出的热量，降低反应堆压力容器的温度，以维持压力容器的完整性。本专利技术的技术方案如下：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的非能动堆腔注水箱设置在安全壳内部，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。再进一步，所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在系统投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量；每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀。另外，非能动堆腔注水箱亦可设置在安全壳外部，所述的堆腔注水冷却泵有两台，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线分别与两台堆腔注水冷却泵的出口管线连接。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的堆腔注水冷却泵有两台，两台堆腔注水冷却泵的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的与堆腔注水冷却泵的入口管相连接的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的堆腔注水冷却泵的入口管还与安全壳外消防水源系统相连接。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，当换料水箱连接低压安注泵时，所述的堆腔注水冷却泵的入口管与低压安注泵的入口管相连接。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的非能动堆腔注水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，系统的管道及管件的材料均为奥氏体不锈钢。本专利技术的有益效果如下：本专利技术的能动部分主要是在恶劣的条件下，可以将冷却水强制注入堆腔，实现强制堆芯熔融物的快速、长期循环冷却；非能动部分在全厂断电的情况下，依旧可以将冷却水导入堆腔，实现长期冷却。通过本专利技术所提供的堆腔注水冷却系统，可以在核电厂发生严重事故后，防止堆芯熔融物熔穿压力容器，最终防止安全壳失效，有效地降低LERF值。本专利技术具有冗余性、多样性、占用空间小、熔融物固化时间短、可靠性高等特点。附图说明图1为堆腔注水冷却系统的非能动堆腔注水箱置于安全壳内部的实施例结构示意图。具体实施方式本专利技术提供了一种能动与非能动相结合的方式将冷却水注入堆腔，对压力容器内的堆芯熔融物进行冷却，既可以通过能动、长期循环的方式将堆芯熔融物的热量导出，又可以在全厂断电的情况下，以非能动的方式实现堆芯熔融物的长期冷却。从而防止堆芯熔融物熔穿安全壳底板，造成核电站最后一道屏障的失效该能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统（CIS）包含堆腔注水冷却泵、非能动堆腔注水箱，以及附属阀门和管道设施。通常情况下，堆腔注水冷却泵设置两台，但不局限于两台；非能动堆腔注水箱设置一台，可以设在安全壳内或安全壳外。CIS系统的非能动部分包括设在安全壳内（或外）的非能动堆腔注水箱。为满足初始的大流量淹没要求及后期的冷却水注入流量要求，在非能动堆腔注水箱内设置高、低两个不同管径的注入管线，高位管线采用较大管径，用于在系统投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位的较小管径的管线用于维持较长时期的堆腔注入流量，具体管径的大小可根据反应堆功率以及工程实际情况进行设计。为保证非能动堆腔注水的可靠性，设置了四台并联的直流电动阀和两台逆止阀作为隔离部件，在经过上述阀门后，两根非能动堆腔注水管线再次合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。四台并联的电动阀为由蓄电池供电的直流电机驱动的阀门。CIS系统的能动部分主要设备设置在安全壳外，两台堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱。当换料水箱连接低压安注泵时，堆腔注水冷却泵的入口管分别与两列低压安注泵的入口管相连，以减少安全壳贯穿件的数量，均从内置（或外置）换料水箱取水，优选的方案中，换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。两台堆腔注水冷却泵出口管线在经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，再合并为一条母管与堆腔注水非能动部分母管相连接，此种设计的目的是减少堆腔混凝土结构的开洞数量，以保证堆腔土建结构稳定。每台堆腔注水冷却泵的入口管还可以与安全壳外消防水源相连。CIS系统的正常运行是指在发生核电站堆芯严重损毁事故时，CIS投入运行。核电站正常运行时，CIS系统处在停运备用状态。下面结合附图和实施例对本专利技术进行详细的描述。实施例1如图1所示，能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统（CIS），包括一台非能动堆腔注水箱1和两台堆腔注水冷却泵3，所述的非能动堆腔注水箱1通过非能动注入管线与反应堆堆腔2连接，所述的堆腔注水冷却泵3设置在安全壳5外部，堆腔注水冷却泵3的入口管连接换料水箱4，堆腔注水冷却泵本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其特征在于：包括非能动堆腔注水箱（1）和堆腔注水冷却泵（3），所述的非能动堆腔注水箱（1）通过非能动注入管线与反应堆堆腔（2）连接，所述的堆腔注水冷却泵（3）设置在安全壳（5）外部，堆腔注水冷却泵（3）的入口管连接换料水箱（4），堆腔注水冷却泵（3）的出口管线贯穿安全壳（5）与反应堆堆腔（2）连接。

【技术特征摘要】
1.一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其特征在于：包括非能动堆腔注水箱(1)和堆腔注水冷却泵(3)，所述的非能动堆腔注水箱(1)通过非能动注入管线与反应堆堆腔(2)连接，所述的堆腔注水冷却泵(3)设置在安全壳(5)外部，堆腔注水冷却泵(3)的入口管连接换料水箱(4)，堆腔注水冷却泵(3)的出口管线贯穿安全壳(5)与反应堆堆腔(2)连接；所述的非能动堆腔注水箱(1)设置在安全壳(5)内部，与非能动堆腔注水箱(1)连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接；所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在系统投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量，每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀；所述的堆腔注水冷却泵(3)有两台，两台堆腔注水冷却泵的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接；在发生核电站堆芯损毁事故时，先启动两台堆腔注水冷却泵中的一台，从所述换料水箱取水形成持续的堆腔注入冷却；如...

【专利技术属性】
技术研发人员：于勇，袁霞，赵侠，张国强，李京彦，宋代勇，万砺珂，赵斌，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：