CN102903404A - 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统和相关的阀门与管道，该系统以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，在事故发生时实现控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质的三大安全功能。本发明不仅能够完备的实现核电厂事故条件下安全注入、安全喷淋和严重事故工况下的堆腔注水等安全功能，而且有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能。

Description

一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统

技术领域

本发明属于核电站安全设备，具体涉及一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统。

背景技术

在核电站的反应堆运行过程中，如果核反应中止，核燃料会继续产生余热，仍然需要电源或者其他动力维持一回路和二回路的水循环，将堆芯的余热导出，防止堆芯过热熔毁。这是保证核安全要实现的一个重要目标。核安全的另一个重要目标是包容放射性物质，为此核电站设置了三道屏障：燃料元件包壳、压力容器和安全壳。只需保证任何一道屏障的完好，就能防止放射性物质泄漏到环境中去。无论在何种事故条件下，只需在反应堆停堆之后实现这两个目标，就能够完全保护环境和公众的安全。

为实现安全目标，核电站设置了堆芯剩余热量排出系统，实现方式有两种：传统M310堆型的能动方式，和西屋AP1000为代表的非能动方式。非能动是指设备或系统只依赖重力、密度、自然循环等与自然现象相关的方式驱动，而无需引入其他动力装置，可以大大降低因动力机械故障造成的设备失效概率，提高了安全系统的可靠性，而能动设备则具有动力强、压力高、流量大、结构紧凑等优点。

压水堆核电站的反应堆在事故工况下，为了对堆芯进行有效冷却，现在通行的技术方法是向一回路系统中注入大量温度较低的含硼水（安全注入），即采用安注泵的能动方式向一回路注水，而美国西屋公司的AP1000则通过非能动高压堆芯补水箱和位置较高的内置换料水箱实现这一目标。

反应堆压力容器是压水堆压力边界的重要组成部分，尤其在严重事故工况下，堆芯熔化后，压力容器是包容堆芯熔融物的重要设备。除西屋公司设计了由内置换料水箱取水的堆腔注水系统外，目前其他堆型尚未发现关于预防严重事故工况下压力容器融穿的设计方案的报道。但是，西屋公司的AP1000堆型内置换料水箱的设计位置较高，无法直接汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源，因此，系统设计相对较为复杂。

核电站安全壳是核安全的最后一道实体屏障，在某些事故工况下，需要防止安全壳内压力过高引发的安全壳密封性能失效，通常采用的方法是在安全壳顶部通过安喷管线向安全壳空间内喷淋，对安全壳内的高温水蒸气或其他气体进行冷凝或降温降压。现有电站一般采用由换料水箱取水，通过喷淋泵注入喷淋管线的方式实现这一安全功能。但是，由于常规的设计将换料水箱置于安全壳外，发生事故情况下，外置换料水箱的安注和安喷系统需要在液位计配合下进行切换操作，增加了系统运行模式切换失效的潜在风险。

中国专利申请201110037705.7公开了一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统，该系统设计了二次侧非能动余热排出热交换器，用于事故工况下通过反应堆二次侧导出堆芯热量，二次侧非能动余热排出热交换器的传热管束浸没于相应的蒸汽冷凝水箱内，蒸汽冷凝水箱是设置在安全壳的内部。由于蒸汽冷凝水箱设置的位置，导致其热量依然没有排出安全壳，由于事故后安全壳内温度和压力很高（145℃，0.52MPa），因此，这种将蒸汽冷凝水箱设置在安全壳内的方案不利于自然循环换热回路的形成。

发明内容

本发明的目的是为了强化核电站事故工况下安全系统的应对能力和可靠性，同时克服现有技术中存在的设计缺陷，提供一种可以大大提高核电站安全性能的能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统。

本发明的技术方案如下：一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的安全注入系统包括设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置的换料水箱，所述的换料水箱底部通过管线经安注泵后分别与反应堆一回路的冷段和热段相连接，反应堆上方设有非能动安注箱，所述的安注箱通过管线与反应堆一回路的冷段相连接。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的安全壳喷淋系统的管线一端连接所述换料水箱底部，另一端经安全壳喷淋泵和换热器后连接到安全壳顶部的环形喷淋管。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的二次侧非能动余热排出系统的管线上游连接蒸汽发生器的主蒸汽管道，经热交换器后，下游与蒸汽发生器的主给水管道连接，所述的热交换器置于安全壳外部的换热水箱内。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组，所述的换热器或换热器组通过管线与设置在安全壳外部的换热水箱相连接，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度。非能动安全壳热量导出系统与二次侧非能动余热排出系统共用同一个换热水箱。

更进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，在安全壳外部的换热水箱内设有汽水分离器，所述的非能动安全壳热量导出系统的换热器或换热器组的上升管与汽水分离器连接。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的辅助给水系统包括设置在安全壳外的辅助给水箱，辅助给水箱通过管线与蒸汽发生器的主给水管道连接，在管线上并联设置汽动泵和电动泵。

更进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的辅助给水系统的管线上并联设置两台汽动泵和两台电动泵。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的堆腔注水系统包括与堆腔连通的能动注入管线和非能动注入管线，所述的能动注入管线分别与所述的换料水箱和消防水管连接，所述的非能动注入管线与设置于反应堆上方的非能动堆腔注水箱连接。

进一步，如上所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其中，所述的安全注入系统管线上的安注泵采用中压安注泵，中压安注泵的注入压头范围为600mWC~1100mWC。

本发明的有益效果如下：

（1）本发明综合了能动设备和非能动设备的优点，在保证各种安全功能完备性的基础上，提高了系统可靠性，降低了核电厂发生严重事故的风险概率，提高了核电站的安全性能；

（2）本发明将换料水箱置于安全壳内部最低处，方便汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源，一并汇集后，经由泵向安注系统、安喷系统、堆腔注水系统供给冷却用水，内置的换料水箱统一地作为能动安全系统的水源来源，并且与反应堆的地坑结合起来，起到了简化设备的作用；

（3）本发明中二次侧非能动余热排出热交换器的应用，保证了事故工况下通过二次侧导出堆芯的手段，增加了导出堆芯热量的多样性，降低了蒸发器传热管断裂（SGTR）等事故下二次侧放射性泄露的风险；换热水箱位于安全壳外，将把热量直接交换至安全壳外，强化了自然循环换热能力；

（4）本发明中非能动安全壳热量导出系统的设计，保证了超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，改进了传统能动安全系统核电厂对安全级电源的依赖，提高了固有安全性；非能动安全壳热量导出系统与二次侧非能动余热排出系统共用换热水箱，简化了设备；

（5）本发明针对严重事故下堆芯熔化现象，设计了非能动堆腔注水系统，利用堆腔内持续淹没压力容器下部的冷却剂，通过压力容器对堆芯进行有效冷却，有效防止堆芯熔融物融穿压力容器，从而造成大量放射性释放的事故后果；

（6）本发明的安全注入系统设置专用的中压安注泵，执行功能单一，可以提高系统的可靠性，安注泵降低了注入压头后（由高压变为中压），可以有效防止高压安注时的误启动事故，避免一回路压力过高，也可以减轻或避免蒸汽发生器传热管破裂事故下一回路压力过高而可能导致的蒸汽发生器满溢，从而降低该事故下放射性物质向环境排放的可能性。

附图说明

图1为本发明的系统结构示意图。

图中，1.堆芯  2.换料水箱  3.安全壳喷淋泵  4.换热器  5.安注泵6.消防水管  7.安注泵  8.换热水箱  9.换热器  10.汽水分离器  11.环形喷淋管  12.安全壳  13.热交换器  14.蒸汽发生器  15.主蒸汽管道  16.主给水管道  17.辅助给水箱  18.汽动泵  19.电动泵  20.安注箱  21.非能动堆腔注水箱

具体实施方式

本发明所提供的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统和相关的阀门与管道，在事故发生时实现控制反应性、排出堆芯热量、包容放射性物质的三大安全功能，保护环境和公众的安全。上述各系统在现有的核电站设计中均被不同程度的提及和应用，但是，现有技术中也存在着一些缺陷和不足。本发明通过合理的改进和系统的优化，克服了上述各系统在现有技术中所存在的缺陷，同时，以能动和非能动相结合的多冗余及多样性的方式，使核电站堆芯剩余热量排出系统的设计更加安全有效。

本发明的安全注入系统包括设置在安全壳内部的换料水箱，所述的换料水箱底部通过管线经安注泵后分别与反应堆一回路的冷段和热段相连接，反应堆上方设有非能动安注箱，所述的安注箱通过管线与反应堆一回路的冷段相连接，非能动的安注箱在一回路系统压力低时自动开启止回阀，将水注入堆芯。由于换料水箱位于安全壳内，减少了外部灾害对换料水箱安全性的影响，提高了事故后应急水源的可靠性，提高了核电厂安全性。在核电站发生事故的情况下，如果采用外置的换料水箱，安注和安喷系统需要在液位计配合下进行切换操作，换料水箱内置后不需要安注、安喷水源的切换。因为内置换料水箱将作为事故后的唯一能动安注、安喷来源，可以减少事故后的操作，避免了可能发生的错误，降低了系统运行模式切换失效的潜在风险，从而提高了系统的可靠性，增强了电厂的安全性。

同时，本发明将换料水箱设置在堆芯下方地坑位置，换料水箱位于最低处，方便汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源，一并汇集后，经由泵向安注系统、安喷系统、堆腔注水系统供给冷却用水。内置换料水箱统一地作为能动安全系统的水源来源，并且与原来M310堆型的地坑结合起来，起到了简化设备的作用。

本发明的安全壳喷淋系统的管线一端连接所述换料水箱底部，另一端经安全壳喷淋泵和换热器后连接到安全壳顶部的环形喷淋管。内置换料水箱直接作为事故后的唯一能动安全壳喷淋系统的供水来源。

本发明的二次侧非能动余热排出系统的管线上游连接蒸汽发生器的主蒸汽管道，经热交换器后，下游与蒸汽发生器的主给水管道连接，所述的热交换器置于安全壳外部的换热水箱内。由于换热水箱位于安全壳外部，将把热量直接交换至安全壳外。在核电站事故后安全内温度压力很高（145℃，0.52MPa），与安全壳外的换热水箱形成的自然循环换热回路，保证了安全壳的完整性。

另外，本发明的二次侧非能动余热排出系统与非能动安全壳热量导出系统共用同一个换热水箱。非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳内部的换热器或换热器组，所述的换热器或换热器组通过管线与设置在安全壳外部的换热水箱相连接。换热水箱内还可以设有汽水分离器，所述的非能动安全壳热量导出系统的换热器或换热器组的上升管与汽水分离器连接。由于上述两个系统共用同一个换热水箱，在保证安全性的前提下，简化了系统设备，提高了核电站设计的经济性。

本发明的辅助给水系统包括设置在安全壳外的辅助给水箱，辅助给水箱通过管线与蒸汽发生器的主给水管道连接，在管线上并联设置汽动泵和电动泵。在事故工况下，主给水设备不能工作时，辅助给水系统向蒸汽发生器供水，以导出反应堆内的余热，产生的蒸汽排入大气。在以往的核电站设计中（如大亚湾核电站），通常采用2台50%电动泵+1台100%汽动泵的形式，根据单一故障准则，如果1台汽动泵检修，1台电动泵故障，就会造成冷却能力不足。而本发明采取了2台50%电动泵+2台50%汽动泵的配置方案，4台泵呈并联关系设置，从而提高了辅助给水的可靠性，并且能够满足单一故障准则。

本发明的堆腔注水系统包括与堆腔连通的能动注入管线和非能动注入管线，所述的能动注入管线分别与所述的换料水箱和消防水管连接，所述的非能动注入管线与设置于反应堆上方的非能动堆腔注水箱连接。在发生堆芯损毁事故后，堆腔注水系统先由内置换料水箱或消防水取水，能动地注入堆腔，实现持续冷却。当能动部分因全厂断电或应急柴油机失效而不可用时，则依靠重力将非能动堆腔注水箱中的水注入堆腔，实现冷却水的注入。该系统可防止堆芯熔融物熔穿压力容器，确保第二道实体屏障对大量放射性的包容作用。

下面结合附图与具体实施例对本发明做进一步的详细说明。

实施例

如图1所示，一个完整的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统。其中，所述的安全注入系统包括设置在安全壳内部堆芯1下方地坑位置的换料水箱2，所述的换料水箱2底部通过管线经安注泵5后与反应堆一回路的冷段相连接，同时，还可以由一条管线经安注泵后与反应堆一回路的热段相连接（图中未示出）；反应堆上方设有非能动安注箱20，所述的安注箱20通过管线与反应堆一回路的冷段相连接。在由换料水箱向反应堆一回路注水的开始阶段是冷段注入，直到长期冷却后，才开始冷热段同时注入。

原来M310堆型的上充泵同时兼作高压安注泵，本实施例将上充和安注功能分离，取消高压安注泵，增设了中压安注泵。原M310堆型在安注信号出现时，泵从上充模式切换到安注模式，此切换过程需操作大量阀门，将影响到系统的可靠性。本实施例设置专用的中压安注泵之后，执行功能单一，可以提高系统的可靠性。安注泵降低了注入压头（由高压变为中压），依据流量不同，参考压头范围为600mWC~1100mWC，可以有效防止高压安注时的误启动事故，避免一回路压力过高，也可以减轻或避免蒸汽发生器传热管破裂事故下一回路压力过高而可能导致的蒸汽发生器满溢，从而降低该事故下放射性物质向环境排放的可能性。

在安注方式上，传统核电站（如大亚湾核电站）采用的是压力容器直接注射方式；本发明则采用的是冷管段注射方式，并在进入长期冷却阶段后采取冷热段同时注入方式。大亚湾核电站采用了2个安注箱，均是直接压力容器注入；本实施例中设有3个安注箱，冷段注入。其次，取消了高压安注的浓硼注入箱后，大亚湾核电站采用的补偿措施是提高换料水箱中的硼浓度，而本发明则是另设有专用的浓硼注入系统。

安全壳喷淋系统的管线一端连接所述换料水箱2底部，另一端经安全壳喷淋泵3和换热器4后连接到安全壳顶部的环形喷淋管11。安注泵、全壳喷淋泵是现有电厂已成熟应用的设备，通过可在相关的触发信号下启动动作，安注、安喷管线均从内置换料水箱中取水并实现安全注入和喷淋功能。

二次侧非能动余热排出系统的管线上游连接蒸汽发生器14的主蒸汽管道15，经热交换器13后，下游与蒸汽发生器14的主给水管道16连接，所述的热交换器13置于安全壳外部的换热水箱8内。非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳12内部的换热器9或换热器组，所述的换热器9或换热器组通过上升管线和下降管线与设置在安全壳12外部的换热水箱8相连接。非能动安全壳热量导出系统与二次侧非能动余热排出系统共用同一个换热水箱8，简化了系统设备，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度，从而形成自然循环。另外，在安全壳外部的换热水箱8内还可以设有汽水分离器10，所述的非能动安全壳热量导出系统的换热器9或换热器组的上升管线与汽水分离器10连接。

在事故工况下，需要执行利用蒸汽发生器排出堆芯余热的功能时，一回路热水通过蒸汽发生器传热管，将热量传向二次侧，使二次侧的给水沸腾成为蒸汽，由于事故工况下主蒸汽管道隔离阀关闭，蒸汽受到蒸汽发生器内较高压力的作用，沿管线进入二次侧非能动余热排出系统热交换器，浸没于换热水箱内的热交换器的换热管内为汽，管外为水，蒸汽冷凝，冷凝水在重力作用下流出换热管，沿管线流回蒸汽发生器的主给水管道，重新进入蒸汽发生器，维持蒸汽发生器内的水位。由此模式完成循环，实现二次侧对一回路的冷却功能，使一回路顺利降温降压，从而最终使核电站进入冷停堆的安全状态。

非能动安全壳热量导出系统利用内置于安全壳内的换热器或换热器组，通过水蒸汽在换热器上的冷凝、混合气体与换热器之间的对流和辐射换热实现安全壳的冷却，通过换热器管内水的流动，连续不断地将安全壳内的热量带到安全壳外，在安全壳外与二次侧非能动余热排出系统共用同一个换热水箱，利用水的温度差导致的密度差实现非能动安全壳热量排出。

辅助给水系统包括设置在安全壳12外的辅助给水箱17，辅助给水箱17通过管线与蒸汽发生器14的主给水管道16连接，在管线上并联设置汽动泵18和电动泵19。本实施例采取了两台50%电动泵+两台50%汽动泵的配置方案，从而提高了辅助给水的可靠性，并且能够满足单一故障准则。

堆腔注水系统包括与堆腔连通的能动注入管线和非能动注入管线，所述的能动注入管线分别与所述的换料水箱2和消防水管6连接，所述的非能动注入管线与设置于反应堆上方的非能动堆腔注水箱21连接，非能动注入管线上设置了两台并联的直流电动阀和两台逆止阀作为隔离部件。在发生堆芯损毁事故后，堆腔注水系统先由内置换料水箱2或消防水管6取水，通过注入泵能动地将冷却水注入堆腔，实现持续冷却。当能动部分因全厂断电或应急柴油机失效而不可用时，则依靠重力将非能动堆腔注水箱21中的水注入堆腔，实现冷却水的注入。该系统可防止堆芯熔融物熔穿压力容器，确保第二道实体屏障对大量放射性的包容作用。

本实施例所提供的堆芯剩余热量排出系统的整体设计方案，不仅能够完备的实现核电厂事故条件下安全注入、安全喷淋和严重事故工况下的堆腔注水等安全功能，而且由于在设计中兼顾了能动设备和非能动设备的优点，有效地提高了安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低堆芯融化概率和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (10)

1.一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，包括安全注入系统、安全壳喷淋系统、辅助给水系统、堆腔注水系统、二次侧非能动余热排出系统、非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的安全注入系统包括设置在安全壳内部堆芯（1）下方地坑位置的换料水箱（2），所述的换料水箱（2）底部通过管线经安注泵后分别与反应堆一回路的冷段和热段相连接；反应堆上方设有非能动安注箱（20），所述的安注箱（20）通过管线与反应堆一回路的冷段相连接。

2.如权利要求1所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的安全壳喷淋系统的管线一端连接所述换料水箱（2）底部，另一端经安全壳喷淋泵（3）和换热器（4）后连接到安全壳顶部的环形喷淋管（11）。

3.如权利要求1或2所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的二次侧非能动余热排出系统的管线上游连接蒸汽发生器（14）的主蒸汽管道（15），经热交换器（13）后，下游与蒸汽发生器（14）的主给水管道（16）连接，所述的热交换器（13）置于安全壳外部的换热水箱（8）内。

4.如权利要求3所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的非能动安全壳热量导出系统包括设置在安全壳（12）内部的换热器（9）或换热器组，所述的换热器（9）或换热器组通过管线与设置在安全壳（12）外部的换热水箱（8）相连接，换热水箱的高度高于换热器或换热器组的高度。

5.如权利要求4所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的非能动安全壳热量导出系统与二次侧非能动余热排出系统共用同一个换热水箱（8）。

6.如权利要求5所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：在安全壳外部的换热水箱（8）内设有汽水分离器（10），所述的非能动安全壳热量导出系统的换热器（9）或换热器组的上升管与汽水分离器（10）连接。

7.如权利要求1或2所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的辅助给水系统包括设置在安全壳（12）外的辅助给水箱（17），辅助给水箱（17）通过管线与蒸汽发生器（14）的主给水管道（16）连接，在管线上并联设置汽动泵（18）和电动泵（19）。

8.如权利要求7所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的辅助给水系统的管线上并联设置两台汽动泵和两台电动泵。

9.如权利要求1或2所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的堆腔注水系统包括与堆腔连通的能动注入管线和非能动注入管线，所述的能动注入管线分别与所述的换料水箱（2）和消防水管（6）连接，所述的非能动注入管线与设置于反应堆上方的非能动堆腔注水箱（21）连接。

10.如权利要求1所述的核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统，其特征在于：所述的安全注入系统管线上的安注泵采用中压安注泵，中压安注泵的注入压头范围为600mWC~1100mWC。

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