CN101719386A - 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 - Google Patents

Abstract

本发明提出的先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序属于核电安全技术领域，本发明的目的在于解决背景技术中的非能动停堆安全冷却装置是用能动阀门及自控系统的安全指令信号来进行启动，因而仍存在一定的失误概率这一不足，提出了能用自然力直接启动的全套完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序，以实现绝对安全，使压水堆核电站能满足第四代核电站对安全及环保的要求。本发明停堆安全冷却装置具体包括完全非能动的堆芯余热冷却、堆芯紧急注水、安全壳冷却、堆芯的自移动固体吸收棒装置及差压爆破阀，可用于设计、建造和运营更为安全、经济的先进压水堆核电站。

Description

先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序

技术领域

本发明提出一种先进压水堆核电站中完全非能动的停堆安全冷却装置及其运行程序，属于核电站安全技术领域，特别涉及到用自然力直接触发启动用于非能动停堆安全冷却的每个装置及其运行程序，以实现固有安全的完全非能动原则，彻底排除压水堆核电站发生严重事故的可能性，确保核电的绝对安全。

背景技术

近年来世界各国都迎来了发展核电的新高潮，其中压水堆将占有最大的市场份额。目前在美、法及我国已通过核安全当局审查批准并已实际投入建设的典型第三代压水堆核电站包括：

EPR欧洲压水堆(法国阿海玛公司)

AP1000(Advanced Passive 1000MW)非能动安全先进压水堆(美国西屋公司)

为了提高压水堆核电站的安全性，EPR采用了非能动安全冷却与按冗余原则强化的能动装置相结合的停堆安全冷却装置，而AP1000则采用非能动运行方式的停堆安全冷却装置。以下对最具代表性的AP1000压水堆核电站进行介绍与分析。

为了在各种可能事故条件下都确保反应堆的安全，AP1000中设置的非能动停堆安全冷却装置主要由以下三个部分组成：

非能动堆芯余热排出装置；

非能动堆芯紧急安全注水装置；

非能动安全壳冷却装置。

1、AP1000的非能动堆芯余热排出装置及其运行程序

图1为AP1000非能动堆芯余热排出装置的主要设备及流程图。图中堆芯余热排出装置包括热水输入管8、常开电动截止阀7、堆芯余热冷却器6、常关气动阀3、常开阀门4、反应的堆换料水贮存箱9，而AP1000压水堆承担功率运行传热的一回路则由堆芯1、反应堆压力壳12、冷管段2、蒸汽发生器5、热管段11及一回路压力平衡器10等构成。堆芯余热排出装置与AP1000压水堆主传热装置并联。

AP1000压水堆正常功率运行时，由于常关气动阀3(1)及3(2)都处于关闭状态，所以余热排出装置内的水无流动，只是与反应堆一回路联通并保持相同压力。

在核电站事故工况下，常关气动阀门3(1)和3(2)打开，启动非能动的堆芯余热排出装置投入运行，将堆芯1发出的余热经堆芯余热冷却器6传入换料贮水箱9中的常压池水，这时堆芯余热排出装置内的一回路水及反应堆换料水贮存箱9中的常压水均为自然循环，体现了此传热装置运行的非能动原则。

但这一系统的启动是依靠自动控制装置发出的指令信号来触发能动的常关气动阀3(1)和3(2)的开启而实现的，因而必然存在一定的失误概率。

在换料水贮存箱9之内，立式的堆芯余热冷却器6悬挂于其侧壁，在体积巨大而空旷的贮存箱内池水无序流动，故传热效率低，而且也难于使全部池水的热容都能有效地用以吸纳堆芯余热，停堆2小时后池内上部水温达到常压沸点开始蒸发，所产生的蒸汽直接排入图3中所示的钢制安全壳27之内。

2、AP1000的非能动堆芯紧急安全注水装置及其运行程序

AP1000的非能动堆芯紧急安全注水装置示于图2中，其功能为在非失水工况下对反应堆冷却装置进行补水和硼化，而在失水事故工况下对堆芯进行紧急安全注水。

AP1000的高压注水在平时储存于堆芯补水箱16之内，其注水装置包括常开电动阀18、压力平衡入口管线17、两个常关的气动隔离阀15(1)和15(2)以及止回阀14(1)和14(2)。失水事故工况下需要紧急注水时由自动控制装置发出的安全触发信号打开高压的堆芯紧急注水装置出口管线上的气动隔离阀15(1)和15(2)，然后靠自然循环注水。

堆芯补水箱16之内的储水含硼，以补偿由于冷水进入堆芯1所造成的反应性增长，特别是当一束控制棒落棒失效时避免堆芯1重返临界。

中压注水装置包括安注箱13、常开的电动截止阀23及止回阀22(1)和22(2)。安注箱13内的上部为压缩氮气，在失水事故工况下，当反应堆正常功率运行的主传热装置压力降到低于氮气压力时，安注箱13内的硼水便自然通过止回阀21(1)和22(2)向反应堆压力壳12注水。此装置在AP1000中是唯一靠自然力触发启动的非能动停堆安全冷却装置。

AP1000压水堆的低压注水来自安全壳内的换料水贮存箱9，其标高稍高于AP1000压水堆本身。在事故工况下当反应堆主传热装置压力降低到图3中所示的钢制安全壳27内的压力水平时，换料水贮存箱9内的水在其水静压作用下通过常开电动阀19、止回阀20(1)和20(2)以及爆破阀21(1)和21(2)直接注入反应堆压力壳12。爆破阀21(1)和21(2)是一次性动作的能动阀门，由来自控制装置的安全触发信号自动打开。

3、AP1000的非能动安全壳冷却装置及其运行程序

图3为AP1000的非能动安全壳冷却装置图。

在AP1000压水堆发生大破口失水事故工况下，当钢制安全壳27内因积满蒸汽而急剧升压时，常关气动蝶阀31(1)和31(2)在自控装置安全信号触发后自动开启，冷却水贮存箱28内的存水经此蝶阀及水量分配装置32自流到钢制安全壳27的顶部并比较均匀地沿其外表面向下流动，在此过程中部分水吸热蒸发，其余部分降到钢制安全壳27底部后由排水口24排出。外部空气从自然对流空气入口34进入外层安全壳25之内，流到底部后折而向上，沿钢制安全壳27与导流板26之间的环形通道向上流动，带走由钢制安全壳27传出的热量及蒸汽，最终由外层安全壳25上端的自然对流空气出口33排入大气。

在冷却水贮存箱28排水管路上设有三条管线并列的阀门组件，其中第一条管线上设有串联的两个电动闸阀29(1)和29(2)，一个常开，另一个常关。其余两条线并列，每条管线上有一个常开电动闸阀30(1)或30(2)及一个常关气动蝶阀31(1)和31(2)，这些阀门皆为能动设备，因而必须按冗余原则设置，其中的常关气动蝶阀31(1)和31(2)由来自控制装置的安全触发信号自动打开，打开后出水流量随冷却水贮存箱28内的水位下降而自动衰减，使箱内2864m³的存水够72小时之需，满足大破口失水事故工况下在此时限内对钢制安全壳27内的降压冷却要求。

AP1000压水堆核电站由于采用了上述各非能动安全冷却装置，将堆芯融化事故发生概率降至5×10^-7/堆·年，向环境的严重放射性泄漏事故发生概率降至6×10^-8/堆·年，分别比传统第二代压水堆核电站的相应数值又降低了约两个数量级。

4、现有技术的缺陷及在背景技术AP1000压水堆核电站中未能实现完全非能动原则的原因。

从以上的叙述中可以看出，除从安注箱13送出的中压安全注水之外，在其它每个AP1000压水堆核电站的非能动停堆安全冷却装置中都有一个关键的能动阀门，反应堆正常运行时处于关闭状态，使该停堆安全冷却装置与反应堆功率运行的主传热装置隔离而处于备用状态，而在事故发生后，由来自控制装置的安全触发信号将他们打开，然后相应的停堆安全冷却装置才能投入运行，发挥其安全冷却功能。

在AP1000压水堆核电站中，决定非能动停堆安全冷却置适时投入运行的关键阀站既然是能动的，它就必然有一定的失误或失效的可能，需采用冗余原则，即在数量上或采用不同机制工作的其它类型阀门来重复备用。但用一个这样重复备用的阀门组取代一个阀门，只可以降低其失误失效概率，却无论如何做不到完全排出失误失效的可能性。

压水堆核电站的自动控制装置是一计算机化的复杂装置，它的构成包括众多的信号探测敏感元件、数据采集、传输及处理装置，然后经逻辑判断由计算机装置发出相应的安全触发信号，这个庞大装置本身不可避免的也有一定的失误概率。

为提高自动控制装置的可靠性，可按冗余原则，同一信号来源采用并列多通道，然后采用三取二或四取二的原则使其进入指令装置。但并列的通道数目越大，则出现假信号导致误动作的概率也同时增大，而在故事工况下，停堆安全冷却装置的误动作与不动作同样是不能允许的，因而，通过自动控制装置发出安全触发信号来启动相应的停堆安全冷却装置的可靠性具有概率性质，从原则上说并不能保证百分之百的成功。

在AP1000压水堆核电站的设计概念中虽然在所有各停堆安全冷却装置的运行中都采用了非能动原则，但由于其触发启动仍依靠能动阀门与自动控制装置，对AP1000压水堆核电站的停堆安全冷却装置整体来说只是实施了部分的非能动原则，因而其停堆安全冷却装置整体工作的可靠性仍是概率性的，它可以采取措施进一步降低重大事故的发生概率，但从本质上说它并不可能将此概率降至为零以完全杜绝其发生的可能性。

根据事故风险的定义，它等于该事故的发生概率与其后果的乘积，即

R＝P×C

式中风险R的数值不仅取决于事故的发生概率P，而且在同样程度上也取决于该事故的后果C。在事故后果是可以承受的条件下，极低的发生概率本来是可以忽略不计的，但对于核电安全来说，由于发生堆芯融化特别是向环境大量泄漏放射性的事故后果过于严酷，是根本不可接受的，因此其风险仍不容忽视。

发明内容

为了彻底解决核电安全问题，将其概率性转化为确定性，即将严重事故发生概率降为绝对零，根本杜绝其发生的可能，针对AP1000压水堆核电站中非能动安全冷却装置的缺陷，本发明提出了一套能用自然力直接触发启动的压水堆非能动停堆安全冷却装置及其运行程序，以实现固有安全的完全非能动原则。应用这种完全非能动停堆安全冷却装置的核电站以下简称为AAP(Advanced All Passive)先进压水堆核电站。

自然力的作用在本质上具有确定无误的特性，用自然力触发启动非能动停堆安全冷却装置可将失误概率降为零，彻底排除压水堆核电站发生堆芯融化及向环境泄漏大量放射性等重大事故的可能，以使其能够满足第四代核电站对安全及环保方面的要求。

自然力除文献中提到的包括重力、物体的热胀冷缩、自然循环、相变液体的吸热蒸发及放热凝结之外，本发明发现还应包括在一个物理体系内热能由高温区向低区传递以及势能由高势能区向低势能区的自然传递过程，而且这正是压水堆核电站可以实施固有安全的完全非能动原则的因为反应堆停堆之后，在从反应堆堆芯一直到最终热阱的整个物理体系之内，堆芯处于温度及势能最高区域，而热阱则最低，因而按自然规律，在一个设计合理的反应堆体系之内，堆芯余热有可能自然地由反应堆堆芯传递到最终热阱，而不需要任何能动装置及人为因素的介入。

在反应堆运行工况改变包括发生事故工况时，各相关装置内的能量场必然发生重大变化，由此自然地便产生一定新的作用力，本发明用这些自然力来直接触发启动相关的停堆安全冷却装置，使其可靠性具有确定无误的本质，最终把现有技术AP1000由控制装置启动非能动停堆安全冷却装置的

转化为本发明AAP先进压水堆核电站用自然力直接触发启动完全非能动停堆安全冷却装置的

从而为在压水堆核电站设计中落实固有安全的完全非能动原则建立了必要的和充分的基础条件。

与很多工业技术发展过程相似，压水堆核电站安全的设计原则也是由较简单到复杂，然后通过提高对事物本质的认知后达到更高水平的简单这种螺旋线式的发展历程。

在发展第一代压水堆核电站时，公认能动装置是最有力的工具，自动控制装置是最先进的保障，而控制这么复杂的装置没有运行人员密切跟踪参与是不可想象的。后来在实际运行中第一代压水堆核电站出现了很多能动装置的功能失误失效，为提高安全性，第二代压水堆核电站普遍采用重复设置相同设备及采用动作机制不同的设备完成同一动能目标这种重复备用的冗余原则来设计其安全装置，结果虽然在一定程度上降低了发生严重事故的概率，但由于实施多重、多种设备重复备用的冗余设计原则，把停堆安全冷却装置弄得越来越复杂庞大，明显增加了核电站的建造周期及造价，降低了核电的经济性，最重要的是冗余设计原则并不能完全改变核电安全的概率性质及排出公众发生对重大安全事故的担忧。

1979的美国三里岛核电事故及1986年的苏联切尔诺贝利核电站事故更突显了在瞬息万变的紧急事故条件下，能动设备的失效及操作人员的失误，如何从运行及试验过程中的一般性初始事件最终导致了灾难性后果。

此后相当长一段时间世界核电发展落入低谷。经过多年的经验总结，采用排除对能动设备及人为因素依赖的非能动安全冷却装置重又唤回核电发展的新高潮，出现了第三代压水堆核电站。其中法国的EPR采用了非能动停堆安全冷却装置与强化冗余设计原则相结合的方式设计出有代表性的第三代压水堆核电站，而美国的AP10000三代加压水堆核电站更是只采用非能动运行的停堆安全冷却装置，把产生严重事故的发生概率再降低两个数量级。但目前第三代及三代加压水堆核电站设计原则的共同缺陷是触发启动非能动停堆安全冷却装置都是依靠关键的能动阀门及自动控制装置，这样就不可能改变核安全的概率性质，离彻底解决压水堆核电站的安全问题始终尚有一步之遥。

本发明提出用自然力直接触发启动的非能动停堆安全冷却装置充分体现了固有安全的完全非能动原则，可使核电安全设计思想的发展完成这最后的同时也是最重要的一步，排除对关键能动阀门及自动控制装置的依赖，最终将核电安全从一个概率性问题转化为一个确定论问题，完全消除压水堆核电站的安全隐患，为在核电发展的新高潮中广泛建造固有安全的新型压水堆核电站建立了更为充实的支持基础。

我国人口分布密集，要想找到一个适合建造核电站的广袤无人或少人地区几乎是不可能的，因而贯彻固有安全的完全非能动原则以在压水堆中提早实现第四代核电站对安全及环保方面的要求，完全消除因核电站发生重大事故而必须疏散周围居民的可能性，对我国的核电事业发展将具有更为重大的现实意义。

为了实施本发明提出的用自然力直接触发启动完全非能动停堆安全冷却装置的设计原则，本发明精确分析了反应堆各相关装置发生工况变化及在各种事故条件下各装置中能量场所发生的变化，由此形成的哪些自然力可用于自然触发目的，然后根据这些自然力的特点及停堆后对安全冷却的实质要求，开发出了具体的能被这些自然力直接触发启动的固有安全新型完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序。

为了在各种可能发生的事故条件下都能确保安全，本发明的具体技术内容包括AAP先进压水堆核电站完全非能动的堆芯余热冷却装置、自移动固体吸收棒装置、堆芯紧急安全注水装置、安全壳冷却装置以及在这些装置中起关键作用的差压爆破阀。以下逐项说明其具体内容。

1、AAP先进压水堆核电站中完全非能动的堆芯余热冷却装置及其运行程序

与常规热源不同，反应堆在物理停堆之后其热功率不能立刻降到零，由于在燃料棒内的裂变产物在衰变过程中继续放出热量，因而停堆后堆芯仍有余热产生，其热量大致随时间按指数规律衰减。起初其衰减速度很快，随着时间的推移，其值越来越低，衰减速度也变得越来越慢。例如，停堆后即时堆芯余热为额定功率的6.99％，停堆后40秒减至3.98％，100秒后为3.37％，4000秒后为1.28％，80000秒后为0.05％等等。

由于压水堆燃料元件功率密度大而堆芯热容小，为了保证在停堆后元件不被自身余热烧毁，停堆安全冷却装置必须保证在停堆后的一定时间内对堆芯不间断的足够的冷却能力(不失冷)，并在一定时间之后，仍始终使堆芯完全浸没于水之中(不失水)。

图4为AAP先进压水堆核电站完全非能动的堆芯余热冷却装置，它包括AAP先进压水堆51、热水段49、由单向阀50及针孔逆止阀60构成的阀门组件、热水管47、堆芯余热冷却器46、冷水管48、紧急注水管55以及换料水箱44、热水提升筒45、池水出水管42、池水空冷器40、池水回水管43。其运行程序如下：

当这一装置投入运行时，经堆芯35加热过的水流出AAP先进压水堆51后经单向伐50及热水管47进入堆芯余热冷却器46，在此将热量传给换料水箱44中的存水。然后经冷水管48与紧急注水管55返回到堆芯35下部的入口处，重新进入AAP先进压水堆的堆芯35，完成一次堆芯余热冷却的自然循环。

此堆芯余热冷却装置的触发机构为单向阀50。此阀的出口一侧通过热水管47、余热冷却器46、冷水管48与堆芯35的入口一侧相联；而单向阀50的入口一侧，则与堆芯35的出口相联。当主循环泵37正常工作时，在堆芯压差力的作用下单向阀50自然处于关闭状态，阻断堆芯余热冷却装置内反应堆一侧水的流动，因而此堆芯余热冷却装置仅处于备用状态。每当主循环泵37停止工作时，堆芯35内流动阻力消失，因而单向阀50内的密封体受自身重力作用下落，打开流通通道，于是堆芯余热冷却装置自然地转入工作状态，将堆芯余热传入换料水箱44的池水中。

当一回路水以正常功率运行方式通过堆芯35时其出入口产生的压差是堆芯35具有冷却能力的最直接标志，作用于单向阀50的堆芯出入口压差力是决定其开或关之运行状态的唯一因素，AAP先进压水堆的一回路与完全非能动堆芯余热冷却装置通过单向阀50有机地联系在一起：当一回路正常运行时堆芯余热冷却装置自然地处于停闭及备用状态，而当一回路停运时则完全非能动的堆芯余热冷却装置自然地转入工作状态，体现了固有安全的完全非能动原则。

换料水箱44为一常压大容积水池，其底部布置有卧式的堆芯余热冷却器46，工作时池内冷水由最底部进入堆芯余热冷却46，横向冲刷其换热管束，池水流吸热升温后沿热水提升筒45上浮至水池顶部。这种布置方案，有利于发挥纯水导热较低的特性，保持换料水箱44内热水在上冷水在下的相对稳定的分层结构，并有利于：

(1)在换料水箱44内，沉积于底部的低温水进入堆芯余热冷却器46，而经加热的水由热水提升筒45进入池水的顶层，因而可充分利用全部池水的热容有效吸纳停堆后较长时间的堆芯余热；

(2)通过热水提升筒45提高池水自然循环的运动头；

(3)始终保证最低温度的池水进入堆芯余热冷却器46，以保持其最大可能的传热温压，提高其换热能力；

(4)在堆芯余热冷却器46内，池水选用横向流动冲刷其换热管束，增大池水侧的放热系数，以增强其冷却传热效能。

水池上部的热水经池水出水管42进入池水空冷器40，将热量散放给经过烟囱41的空气流后再经池水回水管43依靠自然循环返回到换料水箱44的底部。此池水空冷器40布置于核电站通风排气用的烟囱41的下部，利用烟囱的巨大高度强化热空气的向上提升能力，增加冷却空气流的自然循环运动头。

换料水箱44为一常压大容积深水池，将其布置于反应堆一回路设备标高以上，增加堆芯余热冷却回路的堆水部分及池水中各自冷源与热源的高度差，以增强各自的自然循环能力。确定换料水箱44适当的容积和存水量，使其不考虑池水蒸发的热容即能吸纳停堆后最初二十四小时左右的堆芯余热，把池水空冷器40的设计传热能力要求降至AAP先进压水堆额定功率的0.5％以下。同时在池水吸纳一昼夜的堆芯余热之后换料水箱44内上层水温已接近100℃，因而提高了池水空冷器40的传热温压，有助于减小其设计换热面积的要求。

非能动冷却装置的根本缺点在于自然循环工况下的传热效能不高，因而往往需设置巨大的传热装置换热表面才能满足工程要求。针对这一弱项，在AAP先进压水堆核电站完全非能动的堆芯余热冷却装置设计中，采取了上述一系列强化传热措施，以增加落实固有安全完全非能动原则的工程现实性及核电站的经济性。

从图4中可以看出，在AAP先进压水堆核电站中，完全非能动的堆芯余热冷却装置内只有一个阀门——单向阀50决定全装置的工作状态：打开时完全依靠一回路水、池水、空气流各自的自然循环，把堆芯余热由堆芯35经过换料水箱44及池水空冷器40最终排入大气，此装置一经启动运行即可自然地保证对堆芯余热无限期的安全冷却能力。

在AAP先进压水堆核电站中，承担正常功率运行任务的反应堆一回路与停堆后运行的堆芯余热冷却装置之间由单向阀50联结，一回路投入运行在主循环泵37启动后，此单向阀自然关闭，使堆芯余热冷却装置与一回路隔离，转入积极的备用状态；在核电厂的计划停堆或事故停堆过程中，主循环泵37停运后单向阀50即时自然打开，使堆芯余热冷却装置投入运行，提供无限期的堆芯安全冷却能力。这两种运行工况的转换完全是跟随一回路工况的变化而自然完成的，包括堆芯余热冷却装置的持续运行，都是既不依靠任何能动装置设备及人为因素，也不依赖于自动控制装置，充分体现了AAP先进压水堆核电站堆芯余热冷却过程的完全非能动原则。

在AAP先进压水堆正常功率运行状态下，单向阀50处于关闭状态，此时有极小一股流量直接由主循环泵37的出口引出，再经脐带管59及针孔逆止阀60进入堆芯余热冷却装置，在此微小流量作用下，使热水管47及堆芯余热冷却器46的入口管板始终处于接近一回路水的温度，其作用有二：

(1)在堆芯余热冷却器装置突然启动时，避免在此装置的热水管47、特别是堆芯余热冷却器46的入口管板等厚壁部件处造成过大的热应力。需要设置脐带管的原因在于，堆芯余热冷却装置的启动运行是非常稀有的情况，在AAP先进压水处于持续功率进行条件下，热水管47及堆芯余热冷却器46等部件长时间持续向周围环境散热，如没有脐带管59的作用，这些部位的温度将降至环境温度水平，因而当单向阀50打开热水突然流入时可能在这些厚壁部件处造成较大热应力。设置脐带管59可将堆芯余热冷却装置启动瞬间的温度迅速变化的热冲击点推移至堆芯余热冷却器46的放热管束部分，此处因壁薄及管束可自由伸长，在同样快速温度变化冲击之下可避免造成过大的热应力。

(2)由于热水管47可持续保持高温而冷水管48保持低温，因而当堆芯余热冷却装置突然启动时，可保证初始自然循环有足够的运动头，即时发挥自然循环的效能，保证对堆芯35不间断的安全冷却能力。

当主循环泵37停闭时针孔逆止阀60因密封阀体靠自重下落而自然关闭，因而由单向阀50进入的水流全部进入堆芯余热冷却装置，消除其分流。

2、AAP先进压水堆中完全非能动的自移动固体吸棒装置及其运行程序

图5(1)及图5(2)为AAP先进压水堆的结构原理图，为了适应AAP先进压水堆完全非能动堆芯余热冷却装置的工作，在AP1000压水堆的基础上做了下列两项改进：

(1)增强紧急注水管55与堆壳下筒体53各相关部件的抗冷冲击能力。

在紧急注水管55进入堆壳下筒体53的注水管咀56采用锥形的温度过渡管形式，以此来缓和紧急注水装置启动后冷水接口对堆壳主体部分的温度变化冲击，并将紧急注水管进入堆壳后一直延伸到下部的堆芯入口处。同时在堆壳内的底部采用了薄壁的热屏底板65，以利于在其与堆壳下封头之间形成一个由静止水构成的温度变化缓冲层，避免冷水直接冲击厚壁的堆壳下球形封头。

这样，在堆芯余热冷却装置的热水入口段及堆壳下筒体53的冷水入口段，均采取了有效的减缓热冲击措施，排除了产生较大热应力的可能，保证堆芯余热冷却装置的突然启动过程进行得更为安全与平稳，使其成为一个能够随时可投入使用的装置，因而他不仅可用于反应堆事故工况，同时也可用于正常运行的计划停堆过程。由于在计划停堆之前，通常有一个逐渐降低堆功率水平的低负荷运行阶段，因而计划停堆后向堆芯余热冷却工况过度的过程比事故停堆时更为平缓，而且计划停堆后的堆芯余热冷却也完全都是自然过程，不需要任何其它能动装置设备辅助，也无需人员介入，使核电站的运行管理更为简单和安全可靠。

(2)堆芯周围增设完全非能动的自移动固体收棒装置

当堆芯余热冷却装置启动后冷水突然进入AAP先进压水堆时，为了避免由于堆芯降温而重返临界的可能，在堆芯吊兰54与堆芯35二者之间的水反射层内，增设了一圈自移动固体吸收棒装置(见图5(1)及图5(2))。装置中每个独立部分的构成包括一个自移动固体吸棒52，其长度与堆芯有效高度相等，与一个固体吸收棒导管63，其长度略大于吸收棒长的两倍。固体吸收棒导管63为光滑内壁，两端为中央有流通孔的锥形封头，而自移动固体吸收棒52为密封的中空结构，其上端为半球形封头，而下端则为流线型封头。固体吸棒导管63的下端处于堆芯35入口一侧，而其上端则位于其出口一侧。这样，在主循环泵37正常工作状态下，由于堆芯出入口压差力的直接作用，把自移动固体吸收棒52推向堆芯35以上的上限位置，并依靠其上端形成的球锥密封结构杜绝堆芯流量的旁路分流。当主循环泵37停闭时，堆芯出入口压差力消失，于是自移动固体吸收棒52在自身重力作用下沉降到其处于堆芯35高度的下限位置，导管下端的锥形封头留有若干缺口，以保证水的流动可能，对自移动固体吸收棒52在堆芯35四周位置因吸收泄漏中子而形成的微小发热保持适当的冷却能力。

因自移动固休吸收棒52只有在停堆后才下降到堆芯高度，其中子吸收材料消耗微弱，因而做成中空结构即可完成其吸收中子的功能，以减轻自移动固体吸棒52的重量，在不超过堆芯中子反射层宽度范围之内选择适当的自移动固体吸收棒52直径及相应壁厚，其条件是保证在堆芯35出入口压差力的作用下自移动固体吸收棒52能可靠地被推升至其上限位置，把中子吸收剂移出堆芯高度以使其不影响堆芯35的物理性能；同时在堆芯35出入口压差力消失时，通过自身重力作用能使其可靠地降到堆芯35有效高度内的下限位置，以增加停堆的安全裕度。在自移动固体吸收棒52与固体吸收棒导管63之间应留有足够的自由间隙宽度，考虑在反应堆整个寿命之内可能产生变形的范围内，仍可保证自移动固体吸收棒52根据需要能够自由地升降。

由以上可见，AAP先进压水堆的自移动固体吸收棒装置是一种自然的随动机构，它受堆芯35出入口压差力的直接驱动作用，其位置只取决于主循环泵37的工作状态，其升降完全是自然过程。因而当AAP先进压水堆正常功率运行时，每只自移动固体吸收棒52都自然地移出堆芯高度，不对堆芯35的中子物理过程构成任何负面影响；而在停堆停闭主循环泵37的瞬间又全部自然地返回堆芯35高度，以增加反应堆的安全停堆裕度。

为防止主循环泵37在冷态启动时全部自移动固体吸收棒52同时快速上移造成堆芯临界的可能，在部分固体吸收棒导管63的上端设有专用阀门，此阀受遥控并具有三个工位：全关、半开及全开。在反应堆装置的启动过程中，首先全关这些阀门，然后启动主循环泵37。此后由自控系统逐一将此阀转入半开状态，令单一自移动固体吸收棒52缓慢上升，同时密切监督堆芯35反应性的变化过程，待这根固体吸收棒到达于其上限位置之后，把阀门转入全开，以在下次停堆停泵时保证全部自移动固体吸收棒52都能迅速下落到堆芯高度的下限位置。上述过程发生于AAP先进压水堆的启动过程，因而自控系统的介入不影响其停堆安全冷却装置固有安全的完全非能动原则。

综上所述，AAP先进压水堆中由自移动固体吸收棒所组成的辅助停堆装置具有下列各项特有的性能：

(1)全部自移动固体吸收棒52在堆芯出入口压差力的直接作用下自然地跟随反应堆一回路运行工况的变化而转换其位置：一回路正常运行时全部自移动固体吸收棒52自然地停于堆芯标高以上的上限位置，不影响堆芯的物理过程；而在一回路停运时，则全部自移动固体吸收棒52都自然地返回堆芯四周，增加反应堆的停堆安全裕度，使有限数量的固体中子吸收剂都充分地发挥作用。自移动固体吸收棒52的升降过程不需要任何能动装置设备及人为因素的作用，也不需自动控制装置的介入，充分体现了固有安全的完全非能动原则。

(2)一回路正常运行时，依靠自移动固体吸收棒装置顶部的球锥密封杜绝流经堆芯载热剂的旁路分流；而当自移动固体吸收棒52降至堆芯35高度时形成了自移动固体吸收棒52周围的自然循环流动通道，保证对其吸收泄漏中子发热的充分冷却。

(3)自移动固体吸收棒装置结构简单可靠，无传动机构，也不需要维修，在堆芯吊兰54与堆芯35之间的水反射层之中有足够的空间可以布置一定数量的自移动固体吸收棒装置，为反应堆补充提供足够的安全停堆裕度。

在AAP先进压水堆中这种看似简单的自移动固体吸收棒装置，由于其上述特质，可在简化甚至取代现有压水堆的硼酸处理装置及自然地增加停堆安全裕度等方面都发挥了重大作用，可广泛应用于压水堆及强制循环的沸水堆。

3、AAP先进压水堆核电站中完全非能动的堆芯紧急安全注水装置及其运行程序

图6出示了AAP先进压水堆的堆芯紧急安全注水装置。

它是由高压注水、中压注水及低压注水三部分构成的。这三部分的来水都通过紧急注水管55将注水直接送到堆芯35的入口处。

高压紧急注水装置包括高压储水箱71、疏水阀72、常开电动截止阀73、差压爆破阀74及高压紧急注水管75。

高压储水箱71的上部充以压缩氮气，其压力略低于反应堆一回路正常工作压力的下限值。在下部出水口处设有疏水阀72，它只容许水通过，遇气则自然关闭，与常规汽轮机装置回热加热器上所广泛采用的疏水阀相同，以此来避免氮气进入堆芯影响传热。

当一回路事故降压时高压储水箱71能迅速向堆芯35的下方空间注水，然后向上流动，以降低AAP先进压水堆堆芯部分及壳内四周堆水下降通道的水温，保证对堆芯35不间断的安全冷却能力。

在AAP先进压水堆装置为进行维护或换料等操作需对一回路装置按计划进行降压操作之前应首先关闭常开电动截止阀73，避免压差爆破阀74的不必要动作，以保持其完好状态，利于长期使用。在AAP先进压水堆的启动过程中，在一回路建立正常的工作压力之后，应首先打开常开电动截止阀73，恢复高压紧急注水装置的功能，然后再继续进行启动过程的其它工作。

中压紧急安全注水装置的构成与高压注水部分完全相同，只是其氮气压力大致为一回路工作压力的一半，因而可适当扩大中压注水箱70的容积，以延长能够向堆芯35的供水冷却时间。中压紧急注水装置还包括疏水阀69、常开电动截止阀68、差压爆破阀67及中压紧急注水管66。中压紧急注水装置的工作方式与高压紧急注水相同，只是其启动时间较晚，但可以保持更长一些的注水时间。

AAP先进压水堆低压紧急安全注水的水源为换料水箱44，从其底部引出的低压紧急注水经过常开电动截止阀78、差压爆破阀77及低压紧急注水管76及紧急注水管55直接进入堆芯35的入口处。当发生反应堆失水事故后待一回路内压力降至接近钢制安全壳79内的压力时，依靠换料水箱44内的水静压力打开差压爆破阀77，使箱内两千多吨的低压常温水全部直接用于堆芯35的安全冷却注入，最大限度地延长堆芯安全冷却时间。

高、中、低压三个紧急注水装置的水流量经合理设计，在保持注入水对堆芯35有足够的冷却能力使其不发生偏离泡核沸腾的条件下，尽可能限制其流量以延长紧急安全注水对堆芯35的有效冷却时间。这样，在三个部分的紧急安全注水过程都完成之后，堆芯余热已自然衰减至较低水平，同时钢制安全壳79内一回路设备的淹没过程也业已完成，此后的堆芯余热依靠池水热容及因堆芯35加热池水所形成的自然循环即可保持其安全状态，因而保证在发生反应堆失水事故后的全过程中堆芯35不失冷、不失水，自然地保证在事故条件下的堆芯安全。

采用上述这种紧急安全注水方法的目的之一是当一回路快速事故降压时，能让冷水首先进入堆芯35区域，降低在其内发生因高温过饱和水闪蒸而恶化传热条件的可能，而将主要闪蒸过程转移至堆芯35以上部位，由此而产生的蒸汽直接进入钢制安全壳79。

4、AAP先进压水堆中完全非能动的安全壳冷却装置及其行动程序

图7为AAP先进压水堆的完全非能动安全壳冷却装置图，包括常备凝汽装置及快速凝汽装置。

常备凝汽装置包括在钢制安全壳79内上方设置的大容积常压水池81，其中设有高效传热的蒸汽凝结器82。当发生中、小破口反应堆失水事故时，钢制安全壳79内的蒸汽浮升至壳内顶部，然后由上方进入蒸汽凝结器82，在其中冷却凝结成水后，由下端排水管83自流排出，返回到换料水箱44。常压水池81内的储水并不流失，只靠其常温与沸点之间的温差热容来吸纳闪蒸蒸汽冷凝时所放出的热量，以在反应堆失水事故条件下缓解钢制安全壳79内的压力升高，并回收由一回路漏出的水。

蒸汽凝结器82的一侧为常压常温池水，另一侧在核电站正常运行时为空气。反应堆失水事故时蒸汽由其上端自由进入，在其中凝结成水之后靠重力自然下泄，不需要任何阀门也不需要任何操作，其运行及工况的转换完全都是自然过程。

此外，在AAP压水堆核电站的钢制安全壳79内还设有快速凝汽装置，其设备包括密闭常压水箱86、差压爆破阀85及喷淋管系84等。当发生反应堆一回路大破口失水或二回路主蒸汽管道断裂等重大事故时，将有大量蒸汽突然进入钢制安全壳79，致使壳内压力急骤升高，待其增至差压爆破阀85的设定动作压力时，在安全壳内压力与密闭常压水箱86内压之间的压差力直接作用下打开差压爆破阀85，使密闭常压水箱86内的存水靠重力自然流入喷淋管系84，在水滴下落过程中凝结安全壳内蒸汽，可有效地快速抑制钢制完全壳79内压力的增高，保护其的完整性及有效的防护作用。

在AAP先进压水堆核电站中，钢制安全壳79及外层安全壳80都是结构完整的密封壳体，此二壳体之间的夹层中，没有像AP1000压水堆核电站中的那种组织喷淋水膜及空气冷却通道等的工程要求，因而不仅其结构可以获得简化，而且从两个壳体之间抽出的空气可以进行集中处理及监测，然后再排入大气，从而可以更有效地保护环境。

5、AAP先进压水堆核电站中完全非能动的差压爆破阀

图8为差压爆破阀74、67、77及85的结构示意图，这四个阀门的工作参数不同，但其功能相同，因而结构原理都是一样的。

差压爆破阀74、67、77的A向压力为反应堆一回路水压，而B向则依次分别为高压注水箱71、中压注水箱70及换料水箱44底部的水压。而差压爆破阀85的A向压力为密闭常压水箱86底部的水静压，而B向则为钢制安全壳79的壳内压力。

在AAP压水堆核电站处于正常运行工况时，差压爆破阀在A向压力作用下，爆破膜89紧贴于依托衬块88的端面，使薄膜片能承受很大的压力。依托衬块88上开有密集分布孔径为D₂的水流通道，所有这些差压爆破阀只有在发生反应堆一回路大破口失水或安全壳内的主蒸汽管道破裂等重大事故条件下才需发挥其爆破开通功能，而这些又都是稀有事故，绝大多数压水堆核电站在整个寿期之内一次都不会发生，因而在正常运行条件下保持可靠的密封性能是最理想的工作条件。爆破膜89在正常运行工况下可以杜绝漏流，保持高压注水箱71、中压注水箱70、换料水箱44及密闭常压水箱86内的存水量不会发生变化，可最大限度地简化相关的装置。

在反应堆大破口失水事故发生后，差压爆破阀74、67及77的A向压力迅速下降，在B向压力作用下爆破膜89的凹凸方向发生转化，待双向压差达到动作的设定值时，膜片中心将压向切割刀91，后者的中央锋刃部立刻刺破膜片，由于爆破膜89的变形量与AB双向压差有准确的单值对应关系，所以图8所示的差压爆破阀在AB双向差达到设定值时，可以准确地立即爆破，使此阀由关闭状态自然地转为开通状态。

而钢制安全壳79内快速凝汽装置中的差压爆破阀85，则是当钢制安全壳79的内压升至设定值时动作，打开通道使密闭常压水箱86内的存水靠自重快速注入喷淋管系84。

在图8所示的差压爆破阀结构中，阀体内径D1应保证在依托衬块88内能够布置足够数量内径为D₂的通道，使其流通截面总和能保证通过足够的紧急注水流量要求。直径为D₁的爆破膜89的厚度，凹凸形状及切割刀91刀锋的位置，必须保证在达到动作设定压差时，爆破膜89能即时、准确地进行爆破，以便适时打开差压爆破阀。而依托衬块88上的内孔直径D₂则应在已选定爆破膜89的膜片厚度基础上，由一回路超压保护设定值来确定。图8中依托衬块88的长度H，应能保证其有足够的强度和刚度以稳定支撑爆破膜89，使其在A向压力作用下保持完好状态。

图8所示的差压爆破阀具有以下三项特殊功能：

(1)在AAP先进压水堆核电站的正常运行条件下保证绝对密封无漏流。

(2)当两侧压差达到动作设定值时，爆破膜准确、立即自然爆破，打开阀门的流通通道，无需任何能动机构及人为因素的辅助，也无需自动控制装置的操控，因而其动作的失误概率为零。

(3)双向可以实现不同的爆破压力设定值，其膜片的正向压力爆破直径为依托衬块88之中的内孔经D₂，而反向压力的爆破直径则为阀体外壳90的内径D₁，因而紧急安全注水装置中的差压爆破阀74、67及77除在反应堆失水事故条件下具有完成紧急安全注水的功能之外，还对反应堆一回路的超压实现爆破降压的辅助保护功能。

差压爆破阀的这三项特殊功能，在AAP先进压水堆高、中、低压紧急安全注水装置中对落实固有安全的完全非能动原则都发挥了决定性作用。

6、简化或完全去除压水堆一回路的硼调节装置

在AAP先进压水堆核电站每当进行高、中、低压紧急注水时，主循环泵37早已停闭，自移动固体吸收棒52已经自然落入堆芯高度的下限位置，使堆芯35有了足够的安全停堆余度，因而高压注水箱71、中压注水箱70以及换料水箱44中的水都没有必要进行硼化。

在第二代与第三代压水堆核电站中普遍采用的化学补偿装置是一个需要对上千吨一回路存水进行硼浓度连续调节监控与处理的庞大装置，以满足反应堆的负荷跟踪运行、堆芯燃耗补偿、停堆及紧急注水时保证堆芯具有足够的安全停堆裕度等要求。其实，在如此庞大水容量中所溶解的硼当中，只有其中极小份额的堆芯内存水中所含的硼才真正起到了必要的中子吸收剂的作用，由于通过堆芯内的水需在全装置中流动，因而只为了使堆芯内水的硼含量符合运行工况的要求，就需要对全部水的硼浓度进行相应的调节，从这个意义上说，这个化学补偿是个非常低效的装置。

在AAP先进压水堆装置中由于在堆芯四周的水反射层内可以置放自移动固体吸收棒52，而且只要主循环泵37停机便自然地回落到堆芯高度的下限位置，保证足够的安全停堆裕度，因而为停堆及安全注水的目的都不需要对水进行硼化，可以大大地简化压水堆的化容装置，减少放射性废物的产额。如果通过强化堆芯可燃毒物及补偿棒的功能去除为反应性燃耗补偿目的对硼的依赖，则更有可能在压水堆中完全排除调节硼浓度的化学补偿装置，使压水堆装置得到更进一步的简化。

7、本发明的优越性

如上所述，在本发明AAP先进压水堆核电站中完全非能动的全套停堆安全冷却装置，具体包括堆芯余热冷却装置、自移动固体吸收棒装置、堆芯紧急安全注水装置及安全壳冷却装置，其共同特点是不仅其运行建立在非能动原则之上，而且各停堆安全冷却装置的触发启动也都是依靠事故条件下由于一回路及安全壳内各装置压力分布变化所产生的压差力(自然力)的直接作用，因而将这些安全冷却装置的启动由AP1000的

转化为AAP先进压水堆的在停堆安全冷却装置中排除了对能动设备及人为因素的依赖之后，又最后完全排除了对自动控制装置的依赖，实现了固有安全的完全非能动原则，将压水堆严重事故的发生概率降至为零，把压水堆核电站安全由概率性转为确定性，从而保证AAP先进压水堆核电站的绝对安全。

附图说明

图1、背景技术中AP1000先进压水堆核电站的非能动堆芯余热排出装置图

图2、背景技术中AP1000先进压水堆核电站的非能动紧急安全注水装置图

国3(1)、背景技术中AP1000先进压水堆核电站的非能动安全壳冷却装置图

图3(2)、背景技术中AP1000先进压水堆核电站的非能动安全壳冷却装置工作过程的效果图

图4、本发明AAP先进压水堆核电站的完全非能动堆芯余热冷却装置图

图5(1)、本发明AAP先进压水堆的结构示意图

图5(2)、本发明AAP先进压水堆图5(1)的M-M横截面图

图6、本发明AAP先进压水堆核电站的完全非能动紧急安全注水装置图

图7、本发明AAP先进压堆核电站的完全非能动安全壳冷却装置图

图8、差压爆破阀的结构示意图

图1为背景技术中AP1000(Advanced Passive 1000MW)压水堆核电站的非能动堆芯余热排出装置图，包括AP1000压水堆的堆芯1、堆出口的热管段12、热水输入管8、常开电动截止阀7、堆芯余热冷却器6、并列的两个常关气动阀3(1)及3(2)、常开阀门4、蒸汽发生器5的一次水出口联箱以及反应堆一回路的冷管段2。

当AP1000压水堆处于正常运行状态时，由于常关气动阀3(1)和3(2)都处于关闭状态，所以AP1000的非能动堆芯余热排出装置与负担功率运行的一回路一端联通，但另一端关闭因而无流动，仅处于备用状态。

当AP1000压水堆核电站的一回路出现事故时，由自动控制系统发出安全指令信号打开能动的常关气动阀3(1)和3(2)，由于堆芯余热冷却器6的位置高于AP1000压水堆，因而被堆芯余热加热的水自然上浮，沿热管段11、热水输入管8、通过常开电动截止阀7进入堆芯余热冷却器6，在此将热量传给换料水贮存箱9之中的常压大容积存水，然后被冷却的水经已打开的常关气动阀3(1)和3(2)、常开阀门4、蒸汽发生器5的一回路水联箱及冷管段2返回AP1000压水堆的堆芯1，完成一次堆芯余热的冷却循环。

AP1000堆芯余热排出装置投入运行约72小时后，换料水贮存箱9上表层的水达到常压沸点，此后产生的蒸汽直接进入图3中所示的钢制安全壳27之内。

图2为背景技术AP1000中压水堆核电站的非能动紧急安全注水装置图，用于当发生反应堆一回路失水事故时向AP1000压水堆紧急注水，包括高压、中压及低压紧急安全注水三个部分。

高压紧急安全注水装置包括堆芯补水箱16、气动隔离阀15(1)和15(2)、止回阀14(1)和14(2)，由压力平衡管线17及常开电动阀18将堆芯补水箱16与AP1000压水堆的冷管段2相联。当AP1000压水堆处于正常运行状态时气动隔离阀15(1)和15(2)处于关闭状态，因而堆芯补水箱16通过压力平衡入口管线17与AP1000压水堆的一回路联通，保持相同压力但无流动，处于备用状态。

当AP1000压水堆的一回路发生失水事故时一回路迅速降压，这时自动控制系统发出安全指令信号打开气动隔离阀15(1)与15(2)，堆芯补水箱16内的低温含硼水靠自流进入AP-1000压水堆的一回路，实现即时的高压紧急安全注水。

AP1000压水堆核电站的中压紧急注水装置包括安注箱13、电动截止阀23、止回阀22(1)与22(2)。安注箱13的上方充以压缩氮气，其压力等于AP1000压水堆一回路正常运行压力值的一半，因而在正常功率运行条件下止回阀22(1)和22(2)都处于关闭状态，安注箱13下部充满的低温含硼水与反应堆系统隔离，仅处于备用状态。当发生AP1000压水堆的一回路失水事故时，一回路压力迅速下降，待一回路压力降至低于安注箱13内的压缩氮气压力时，止回阀22(1)和22(2)转为开通状态，于是安注箱13内的低温含硼水在氮气压力作用下即时注入AP-1000压水堆的一回路系统，实现了中压紧急安全注水。

AP1000压水堆核电站的低压紧急安全注水装置包括换料水贮存箱9、常开电动阀19、止回阀20(1)和20(2)、爆破阀21(1)和21(2)，在AP1000压水堆的一回路系统因失水事故使其压力降到钢制安全壳27的壳内压力水平时，由自动控制系统发出的安全指令信号触发点然爆破阀21(1)和22(2)里的内置爆炸物打开通道，依靠换料水贮存箱9内的水静压将常压含硼低温水送入AP1000压水堆，实现低压紧急安全注水。

AP1000压水堆非能动紧急安全注水装置中的所有爆破阀实质上是一次性使用的能动阀门。

图3(1)为背景技术中AP1000压水堆核电站的非能动安全壳冷却装置图，而图3(2)为此安全壳冷却装置工作过程形象化的效果图。

当AP-1000压水堆一回路因管道大破口而发生失水事故或二回路主蒸汽管道事故断裂时，将有大量蒸汽进入钢制安全壳27，为防止壳内压力过高而危及其结构完整性，在AP-1000压水堆核电站中又专设了非能动的安全壳冷却装置，它包括外层安全壳25、内层的钢制安全壳27及其二者之间的导流板26、冷却水贮存箱28、电动闸阀29(1)和29(2)、常开电动闸阀30(1)和30(2)，常关气动蝶阀31(1)和31(2)以及水量分配装置32。其中电动闸阀29(1)与29(2)一个为常开，另一个为常关。

当发生上述事故时，由自动控制系统发出安全指令信号打开由电动闸阀29(1)和29(2)、常开电动闸阀30(1)和30(2)、常关气动蝶阀31(1)和31(2)组成的阀门组，使冷却水贮存箱28内的常压水靠自流进入水量分配装置32，使水均匀地沿钢制安全壳27的外表面向下流动，其间吸收钢制安全壳27内由蒸汽凝结所放出的热量，最终由钢制安全壳27与导流板26之间的自然空气对流经外层安全壳25顶端的自然对流空气出口33送入大气。冷却水贮存箱28之内的存水可以满足按上述方式连续运行三天的需要。

在图1、图2及图3中所示背景技术中AP1000各非能动停堆安全冷却装置的共同缺陷是：其运行过程是非能动的，但其启动过程仍然依靠自动控制系统及能动阀门这二个具有一定失误概率的因素，因而就整个停堆安全冷却装置来说，只是部分实现了非能动原则，还远未达到完全非能动的程度，因而AP1000压水堆核电站的安全仍是概率性的。

以下，图4、图5(1)、图5(2)、图6、图7及图8是本发明的具体内容，其共同特征是用自然力直接触发启动非能动的各停堆安全冷却装置，实现了固有完全的完全非能动原则。采用这种技术的核电站以下简称为完全非能动固有安全的先进压水堆核电站，并简写为AAP(AdvancedAll Passive)压水堆核电站。

图4为AAP先进压水堆核电站的完全非能动堆芯余热冷却装置图。

在AAP压水堆核电站的正常功率运行条件下，主循环泵37连续稳定运行，送出的一回路水流经芯35时产生其出入口压差。单向阀50的入口一侧通向堆芯35的出口，而其出口一侧则与堆芯35的入口联通。单向阀50的密封件阀芯的下侧压力为堆芯35的入口压力，而其上侧则为堆芯35的出口压力，在堆芯35出入口压差力的作用下单向阀50的阀芯向上移动至其顶位，使单向阀50自然处于关闭状态，因而堆芯余热冷却装置通过冷水管48与AAP压水堆一回路联通但无流动，使本堆芯余热冷却装置仅处于备用状态。

在计划停堆或事故停堆后，主循环泵37停止转动，通过堆芯35的水流停止致使堆芯35出入口压差力消失，因而单向阀50的密封件阀芯在自身重力作用下降至其下限位置，于是单向阀50自然转入开通状态。单向阀50是AAP压水堆中堆芯余热冷却装置内唯一的工作阀门，它开通后全装置即投入运行。这时，由堆芯余热加热的水由堆芯35出口经一回路的热水段49、单向阀50进入堆芯余热冷却装置，再经热水管47进入堆芯余热冷却器46的管内侧，在此将热量传给换料水箱44内的常压池水，然后经冷水管48及紧急注水管55返回到堆芯35下方的入口处，完成堆芯余热冷却过程的堆水自然循环。

在换料水箱44内，最低温度的池水由堆芯余热冷却器46的下方进入，横向冲刷其换热管束，吸热升温后进入热水提升筒45，使热水自然浮升至换料水箱44的上部。此为常压大容积水池，由于全部池水都能有效地以吸纳堆芯余热，因而其池水热容(不计蒸发)大致可吸纳停堆后一天之内的堆芯余热，在此之后堆芯余热水平已衰减至其初始值的十分之一以下。

换料水箱44上部的热水经池水出水管42进入池水空冷器40，在此将堆芯余热传给空气流，降温后的池水通过池水回水管43返回换料水箱44的底部，于是完成了传递堆芯余热的池水自然循环冷却过程。

冷却空气由烟囱41底部的空气入口闸门39被吸入，然后向上横向冲刷池水空冷器40的换热管束带出堆芯余热，并最终由烟囱41的上方出口排入大气，于是完成了堆芯余热冷却的全过程。

AAP压水堆核电站的堆芯余热冷却装置一经启动，便可以无限期自然地保持对堆芯余热的安全冷却能力。当AAP压水堆核电厂再次启动时，在主循环泵37投入运行后堆芯35的出入口之间出现压差，此时单向阀50在此压差力的作用下自然关闭，于是堆芯余热冷却装置自然地与一回路隔离而重新进入积极的备用状态。

本发明AAP压水堆核电站堆芯余冷却装置的工况转换及运行，既不需要任何能动系统设备及人为因素的介入，也不依赖于自动控制系统，全部都是自然过程，充分体现了AAP压水堆核电站固有安全的完全非能动原则。

图5(1)为本发明AAP先进压水堆的结构示意图，而图5(2)为其M-M的横载面图，与AP1000相比它具有以下两项改进：

1、堆芯余热冷却装置回水与紧急安全注水都是低温水，由紧急注水管55引入，通过堆壳筒体上的注水管咀56将低温水直接送入堆壳底部的热屏底板65之上侧，以便当低温水突然进入AAP先进压水堆51时避免在堆壳下筒体53的相应部位造成过大的热应力，因而AAP先进压水堆的完全非能动堆芯余热冷却装置是一个可以经常使用的装置，它不仅可用于事故停堆，同时还用于日常运行的计划停堆后的堆芯余热安全冷却，从而简化了核电站的系统及运行管理。

2、在堆芯35与堆芯吊兰54之间的不规则环形空间内布置一圈自移动固体吸收棒装置，见图5(2)。每套该装置包括一个固体吸收棒导管63及一个内置的自移动固体吸棒52。自移动固体吸收棒52为密闭的中空管，其上端为球形封头，而下端为流线型封头，其长度与堆芯35的有效高度相等。固体吸收棒导管63为光滑圆管，其长度略大于自移动固体吸收棒52的两倍，其上端为锥形封头且中间有液体流通孔，下端封头与上端相似，但中间流通口四周留有流通槽口。

每个自移动固体吸收棒装置垂直布置于堆芯35的四周，其上端联通堆芯35的出口，而其下端则位于堆芯35的入口。在AAP先进压水堆的正常运行条件下，堆芯35有载热剂水流通过，每个自移动固体吸棒52在堆芯压差力的作用下被提升到其上限位置，使全部中子吸收剂移出堆芯35，并依赖装置上端形成的球锥密封杜绝堆芯旁路流量；而当AAP先进压水堆51的一回路停止运行时，堆芯35的压差力消失，于是自移动固体吸收棒52因重力作用而自然回落到其下限位置位，围绕于堆芯35的四周，增加停堆安全裕度。同时固体吸收棒导管63下封头的槽口允许一部分载热剂靠自然循环流入，保持对自移动固体吸收棒52的适度的冷却能力。

在AAP先进压水堆核电站中，自移动固体吸收棒52在一回路正常运行时移出堆芯35，而在一回路停止运行时返回到堆芯35四周都完全是自然过程，无需任何能动部件、人为操作及自动控制系统的介入。

图6为本发明AAP先进压水堆核电站完全非能动的紧急完全注水装置，包括高、中、低压紧急安全注水三个部分。

高压紧急安全注水装置包括高压注水箱71、疏水阀72、常开电动截止阀73、差压爆破阀74、高压紧急注水管75。高压注水箱70的上部充以压缩氮气，其压力略低于一回路正常运行压力的下限值，当AAP先进压水堆51发生事故失水降压待其压力低于高压注水箱71中的氮气压力时，差压爆破阀74中的爆破膜自然爆破(见图8)，从而打开高压注水管75，使高压注水箱71中的低温无硼存水通过紧急注水管55直接送至堆芯35下端的入口处。高压注水箱71为高压容器，其中的存水量相对有限，当AAP先进压水堆51发生失水降压事故时，它可以最早触发启动向堆芯35实施紧急安全注水，以确保对堆芯35不间断的安全冷却过程。

中压紧急安全注水装置的构成包括中压注水箱70、疏水阀69、常开电动截止阀68、差压爆破阀67及中压紧急注水管66。其工作原理与高压紧急安全注水装置相同。在AAP先进压水堆失水事故的降压过程中，当一回路压力降到低于一回路正常工作压力的一半时，差压爆破阀67自然开通，中压注水箱70中的低温无硼存水在氮气压力作用下，通过中压紧急注水管66及紧急注水管55直达堆芯35的入口处。由于压力较低，中压注水箱70可以容纳较多的水量供更长一些时间的堆芯35安全冷却用水。

低压紧急安全注水装置包括常压大容积的换料水箱44、常开电动截止阀78、差压爆破阀77及低压紧急注水管76。在AAP先进压水堆51的一回路失水降压事故过程中，当其压力降至钢制安全壳79的内部压力值时，在换料水箱44内的水静压作用下差压爆破阀77自然开通，其大量低温无硼存水通过低压紧急注水管76及紧急注水管55流向堆芯35的入口，可以保证更长时间堆芯35的安全冷却条件。待完成低压紧急安全注水过程后，钢制安全壳79内下部的反应堆舱业已完成淹没过程，围绕堆芯35及AAP先进压水堆51形成了容积达数千吨的常压淹没水池，靠其池水热容及自然循环冷却可以保证对堆芯35无限期的安全冷却条件。

本发明AAP先进压水堆核电站的紧急安全注水过程，从高、中、低压紧急安全注水装置的依次启动到其后续运行，完全都是自然过程，充分体现了固有安全的完全非能动原则。

图7为本发明AAP先进压水核电站的完全非能动安全壳冷却装置。安全壳分为两层，外层安全壳80为预应力混凝土结构，其功能主要为抵御各种可能的外部事件冲击，内层为钢制安全壳79，其功能是保持压水堆相关系统及设备与周围环境的可靠隔离。

AAP先进压水堆核电站的安全壳冷却装置由两部分组成，第一部分为壳内的常备蒸汽冷凝装置，其构成包括置于钢制安全壳79内顶部的常压水池81、静置于其中的蒸汽凝结器82及排水管83。当在各种事故条件下钢制安全壳79内出现蒸汽时，蒸汽浮升至顶部后由蒸汽凝结器82上方的开口进入，将凝结热通过蒸汽凝结器82传入池水，然后凝结水经排水管83返回换料水箱44。此装置无任何阀门也无需操作，钢制安全壳79内出现的蒸汽自然地在其中凝结成水，然后靠重力全部返回反应堆冷却装置。

第二部分为完全非能动的壳内蒸汽快速冷凝装置，其构成包括密闭常压水箱86、差压爆破阀85及喷淋管系84。当发生反应堆一回路管道大破口失水或二回路主蒸汽管道断裂等严重事故时，钢制安全壳79内立即进入大量蒸汽造成急剧升压，待其壳内压力达到差压爆破阀85的设定动作压力时，差压爆破阀85自然转为开通状态，密闭常压水箱86内的低温无硼水在重力作有下自流进入喷淋管系84，从其中喷淋出来的水在下落过程中凝结壳中的蒸汽，即时抑制钢制安全壳79内的升压过程，然后喷淋水连同凝结水一起落入反应堆舱下部的淹没水池中。

钢制安全壳79内的安全冷却装置从反应堆一回路事故条件下的启动到其后续运行全部都是自然过程，而且全部回收水都自然地返回反应堆一回路，保证堆芯35始终都处于安全冷却状态。

在本发明AAP先进压水堆核电站中，外层安全层80与内层的钢制安全壳79都是完整的独立结构，在二者之间的夹层内无任何设备及工艺过程，因而从此夹层抽出的空气在排入大气之前可集中进行监测或必要时在最终排放前进行预处理，因而对核电站周围环境又增加了一道有效的保护，显著增加环保安全。

图8为本发明AAP压水堆核电站中事故紧急注水装置及安全壳内蒸汽快速冷凝装置中所采用的完全非能动差压爆破阀67、74、77及85的结构示意图。这些爆破阀的工作参数不同，但工作原理与动作机制是完全相同的，其主要功能部件包括阀体外壳90、爆破膜89，依托衬块88及切割刀91。

在AAP先进压水堆核电站正常运行工况下，此爆破阀在A向压力作用下使破膜89贴服在依托衬块88的端面上，依靠衬块的强度及刚度，可使相对较薄的爆破膜89能承受很大的工作压力，保持其完整、稳定及绝对密封能力。在AAP先进压水堆核电站的事故工况下，A向压力消失，此时在B向压力作用下爆破膜89的凹凸改变方向，并于A、B双向压差达到动作设定值时切割刀91的刀锋即时准确地刺破爆破膜89，于是打开阀体90内的流体通道，使爆破阀自然地转为开通状态。

爆破阀67、74、77及85是由自然力(压差力)直接触发启动的非能动设备，在AAP先进压水堆核电站中采用这种爆破阀，使紧急安全注水装置及安全壳冷却装置都成为了完全非能动的停堆安全冷却装置，使其在核电站事故工况下的即时启动及其后续运行都成为自然过程，既无需任何能动设备及人为因素的介入，也不再依赖自控系统，因而充分体现了固有安全的完全非能动原则。

设备或部件名称表

1、堆芯

2、冷管段

3(1)、常关气动阀

3(2)、常关气动阀

4、常开阀门

5、蒸汽发生器

6、堆芯余热冷却器

7、常开电动截止阀

8、热水输入管

9、换料水贮存箱

10、一回路压力平衡器

11、热管段

12、反应堆压力壳

13、安注箱

14(1)、止回阀

14(2)、止回阀

15(1)、气动隔离阀

15(2)、气动隔离阀

16、堆芯补水箱

17、压力平衡入口管线

18、常开电动阀

19、常开电动阀

20(1)、止回阀

20(2)、止回阀

21(1)、爆破阀

21(2)、爆破阀

22(1)、止回阀

22(2)、止回阀

23、电动截止阀

24、排水口

25、外层安全壳

26、导流板

27、钢制安全壳

28、冷却水贮存箱

29(1)、电动闸阀

29(2)、电动闸阀

30(1)、常开电动闸阀

30(2)、常开电动闸阀

31(1)、常关气动蝶阀

31(2)、常关气动蝶阀

32、水量分配装置

33、自然对流空气出口

34、自然对流空气入口

35、堆芯

36、冷管段

37、主循环泵

38、蒸汽发生器

39、空气入口闸门

40、池水空冷器

41、烟囱

42、池水出水管

43、池水回水管

44、换料水箱

45、热水提升筒

46、堆芯余热冷却器

47、热水管

48、冷水管

49、热水段

50、单向阀

51、AAP先进压水堆

52、自移动固体吸收棒

53、堆壳下筒体

54、堆芯吊兰

55、紧急注水管

56、注水管咀

57、堆入口管咀

58、堆壳顶盖

59、脐带管

60、针孔逆止阀

61、限流截止阀

62、堆出口管

63、固体吸收棒导管

64、堆芯燃料元件

65、热屏底板

66、中压紧急注水管

67、差压爆破阀

68、常开电动截止阀

69、疏水阀

70、中压注水箱

71、高压注水箱

72、疏水阀

73、常开电动截止阀

74、差压爆破阀

75、高压紧急注水管

76、低压紧急注水管

77、差压爆破阀

78、常开电动截止阀

79、钢制安全壳

80、外层安全壳

81、常压水池

82、蒸汽凝结器

83、排水管

84、喷淋管系

85、差压爆破阀

86、密闭常压水箱

87、出口法兰

88、依托衬块

89、爆破膜

90、阀体外壳

91、切割刀

92、入口法兰

Claims (8)

1.一种先进压水堆核电站中非能动的停堆安全冷却装置，其中的非能动堆芯余热冷却装置是将堆芯余热由堆芯(35)通过自然循环水流送至堆芯余热冷却器(46)，用换料水箱(44)中的常压存水来吸纳；

其特征在于，一种完全非能动的堆芯余热冷却装置，该装置是用属于自然力的堆芯出入口差力直接触发启动的堆芯余热冷却装置，并将堆芯余热直接排入大气，该堆芯余热冷却装置包括：

单向阀(50)与AAP先进压水堆(51)的一回路相联，此单向阀(50)的入口上方一侧与堆芯(35)的出口一侧相联，而单向阀(50)的下方出口则与堆芯(35)的入口一侧相联；

大容积常压的换料水箱(44)的底部设有横向设置的堆芯余热冷却器(46)，其外壳的下部开通并做为池水的入口，外壳的上部接热水提升筒(45)，池水以横向冲刷堆芯余热冷却器(46)的管束以增强其放热能力，然后将被加热的水送入换料水箱(44)内的上层；

池水空冷器(40)置于排气用的烟囱(41)的下部，其换热管束的管内一侧接受从换料水箱(44)上层来的最高温度的池水；

还没有脐带管(59)，用以在堆芯余热冷却装置处于备用状态时从主循环泵(37)的出口直接引进极小一股流量经针孔逆止阀(60)送入热水管(47)。

2.一种先进压水堆核电站中非能动的停堆安全冷却装置，其中的非能动堆芯紧急安全注水装置在压水堆一回路发生大破口失水事故时，可依次从高压注水箱(71)、中压注水箱(70)及常压大容积的换料水箱(44)向堆芯(35)紧急注水；

其特征在于，一种完全非能动的堆芯紧急安全注水装置，该装置以自然力直接触发启动，其中的高压紧急安全注水部分包括：高压注水箱(71)、疏水阀(72)、常压电动截止阀(73)、差压爆破阀(74)和高压紧急注水管(75)；

高压注水箱(71)的上半部充以压缩氮气；

本装置的中压紧急安全注水部分由中压注水箱(70)、疏水阀(69)、常开电动截止阀(68)、差压爆破阀(67)及中压紧急注水管(66)组成；

本装置的低压紧急安全注水部分由换料水箱(44)、常开电动截止阀(78)、差压爆破阀(77)及低压紧急注水管(76)组成。

3.一种先进压水堆核电站非能动停堆安全冷却装置，其中的非能动安全壳冷却装置，采用非能动的运行方式，

其特征在于，一种用自然力直接触发启动的完全非能动安全壳冷却装置，该装置包括：

由钢制安全壳(79)以及在其中最高位置设置的大容积的常压水池(81)、在常压水池(81)内设置有全浸式高效传热的蒸汽凝结器(82)及其排水管(83)构成的常备蒸汽冷凝装置，以及在钢制安全壳(79)内设置的由密闭常压水箱(86)、差压爆破阀(85)和喷淋管系(84)构成的快速凝气装置。

4.利用如权利要求1所述的一种完全非能动的堆芯余热冷却装置的运行程序，其特征在于，

该运行程序包括：

用堆芯(35)的出入口压差形成的自然力直接触发启动堆芯余热冷却装置的运行程序，当AAP先进压水堆(51)处于正常运行工况时，在堆芯(35)出入口压差力作用下单向阀(50)自然处于关闭状态，从而阻断在堆芯余热冷却装置中堆芯(35)一侧的流动，使其处于停闭和备用状态；无论何种原因，只要AAP先进压水堆(51)的一回路停闭，堆芯(35)出入口压差力消失，此时单向阀(50)的密封件阀芯受自身重力作用而下落，于是单向阀(50)自然开通，使整个堆芯余热冷却装置投入运行；

设置的换料水箱(44)及其底部的堆芯余热冷却器(46)和热水提升筒(45)，这种装置结构有利于使换料水箱(44)内最低温度的池水进入堆芯余热冷却器(46)，以保证其最大的传热温压，池水横向冲刷堆芯余热冷却器(46)的管束以增强其放热能力，被加热的水进入高度很高的热水提升筒(45)，以有序流动强化池水的自然循环能力，然后将被加热的水送入换料水箱(44)内的上层，以使全部池水的热容都能有效地吸纳堆芯余热；

池水空冷器(40)置于烟筒(41)的下部，其换热束管的管内一侧接受从换料水箱(44)上层来的最高温度的池水，以获得池水空冷器(40)的最大可能传热温压，被空气流冷却后的水依靠自然循环返回换料水箱(44)的底部；利用烟囱(41)的巨大高度来提升被池水空冷器(40)加热的热气流来强化空气流自然循环的传热能力，并最终将堆芯余热由烟囱(41)的上方排入大气；

所设置的脐带管(59)用于当堆芯余热冷却装置处于备用状态时从主循环泵(37)的出口直接引进极小一股流量经针孔逆止阀(60)送入热水管(47)以使其经常保持较高温度。

5.利用权利要求2所述的一种完全非能动堆芯紧急安全注水装置的运行程序，其特征在于，该运行程序包括，

利用在失水事故条件下因压水堆一回路及高、中、低压注水装置之间压力场的变化而产生的自然力直接触发启动各紧急注水装置；

高压注水箱(71)上部充以压缩氮气，其压力略低于一回路正常工作压力的下限值，反应堆一回路发生失水事故时迅速降压，当其压力低于高压注水箱(71)内压缩氮气的初始压力时，差压爆破阀(74)即时自然动作并打开注水通道，使高压注水箱(71)内的存水及时通过紧急注水管(55)送入堆芯(35)的入口处，保证对其进行不间断的安全冷却；

中压注水部份的运行程序与高压紧急注水装置大致相同，差别在于中压注水箱(70)内的氮气压力仅为反应堆一回路正常工作压力值的一半，因而实施注水的时刻比高压紧急注水装置晚，但因其容量较大，故可以维持更长的紧急安全水过程；

低压紧急注水的水源为换料水箱(44)，在压水堆一回路失水事故过程中，当其压力降低到钢制安全壳(79)内的压力水平时，差压爆破阀(77)在换料水箱(44)内水静压的作用下自然开启，继而使其大容量存水能保持更长时间的堆芯紧急安全注水；

当高、中、低压三部分紧急安全注水过程全部完成后，钢制安全壳(79)内下部对设置AAP先进压水堆(51)、蒸汽发生器(38)及主循环泵(37)的反应堆舱的淹没过程业已完成，至此，整个压水堆连同堆芯(35)及一回路管道都浸没于常压大容积的淹没水池中，此后堆芯余热依靠淹没水池内的池水热容及其自然循环即可保证对堆芯(35)无限期的安全冷却条件。

6.利用如权利要求3所述的一种完全非能动安全壳冷却装置的运行程序，其特征在于，

该运行程序包括：

常备冷凝装置及快速凝汽装置的运行程序启动及其后续运行都是自然过程；利用一、二回路管道破口事故所造成的钢制安全壳(79)内压力升高及形成的闪蒸蒸汽，直接触发启动钢制安全壳(79)内的常备凝汽装置及快速凝汽装置；

在反应堆一回路或二回路发生泄漏时，当闪蒸蒸汽数量尚不足以使钢制安全壳(79)内大幅升压时，蒸汽升至钢制压力壳(79)内的顶部后从上方开口进入蒸汽冷凝器(82)，依靠池水自然循环吸热将其凝结成水，然后经排水管(83)自流返回换料水箱(44)；

当发生反应堆一回路大破口失水事故或二回路主蒸汽管道断裂事故时，有大量蒸汽突然涌入钢制安全壳(79)内，使其内压力急骤升高，此时差压爆破阀(85)在钢制安全壳(79)内压力作用下自然开通，使密闭常压水箱(86)内的存水靠自重流入喷淋管系(84)，淋水在降落过程中凝结钢制安全壳(79)内聚集的蒸汽，及时缓解钢制安全壳(79)内的升压过程，以保护其安全。

7.根据权利要求1所述的完全非能动的堆芯余热冷却装置，其特征在于，在AAP先进压水堆(51)中设有自移动固体吸收棒装置，它置于堆芯吊兰(54)与堆芯(35)之间，该自移动固体吸收棒装置由固体吸收棒导管(63)及其中的中空固体吸收棒(52)组成，固体吸收棒导管(63)的两端为中央有流通孔的锥形端头，其下端位于堆芯(35)的入口侧，而其上端则位于堆芯(35)的出口侧，固体吸收棒(52)的长度等于堆芯(35)的有效高度，固体吸收棒导管(63)的长度则略大于固体吸收棒(52)长度的两倍，选择适当的固体吸收棒的棒径及其相应壁厚，使之于一回路正常运行时在堆芯(35)出入口压差力作用下把固体吸收棒(52)推到其上限位置，移出堆芯(35)的高度范围使其不影响堆芯的物理性能，而当一回路运行停闭时，堆芯(35)出入口压差力消失，固体吸收棒(52)在自身重力作用下自然回落到其下限位置，围绕于堆芯(35)四周，按完全非能动原则自然地增加AAP先进压水堆(51)的停堆安全裕度。

8.根据权利要求2和3所述的完全非能动的堆芯紧急注水装置和完全非能动的安全壳冷却装置，

其特征在于，在上述装置中采用一种完全非能动的差压爆破阀(67、74、77及85)，其主要功能部件为阀体外壳(90)、爆破膜(89)、依托衬块(88)和切割刀(91)；

在AAP先进压水堆(51)核电站正常运行工况下，A向压力使爆破膜(89)紧贴于具有内径为D₂的流通孔的依托初块(88)的端面上，使厚度较小的爆破膜(89)的A向高压作用下可保持完整、稳定和绝对密封性能；

在AAP先进压水堆(51)核电站的事故工况下，A向压力消失，在B向压力作用下爆破膜(89)的凹凸改变方向，并于A、B双向压差达到预定值时切割刀(91)的刀锋即时准确地刺破爆破膜(89)，于是打开阀体(90)内的流体通道，使差压爆破阀自然地转为开通状态。

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