CN103295656B - 用于核反应堆的多样化专设安全系统 - Google Patents

Abstract

本发明的目的在于提供一种用于核反应堆的多样化专设安全系统，其包括一回路非能动余热排出子系统、依靠重力注入给水的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统、全压的能动余热排出子系统、低压非能动安注子系统、水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统。各个子系统能独立运行或相互配合，在堆芯与最终热阱之间建立并列、冗余、原理多样的完整余热排出渠道，快速、高效的对反应堆主系统和堆芯进行冷却，使反应堆在事故初期能够较快进入安全状态。即使某一子系统出现故障，其他子系统仍能够提供完整有效的余热排出功能，保证反应堆得到有效冷却。

Description

用于核反应堆的多样化专设安全系统

技术领域

本发明涉及反应堆安全设施，具体涉及一种原理多样、传热渠道多样的专设安全系统。

背景技术

反应堆专设安全系统是保护反应堆安全的重要手段，排出堆芯余热是专设安全系统的最重要功能之一。在发生事故情况下，通过专设安全系统的投入，排出堆芯余热，保持堆芯的冷却和安全壳的冷却，从而缓解事故后果。专设安全系统根据其运行原理，可分为能动的安全系统和非能动的安全系统。能动的安全系统，是有源系统，其运行需要电源和泵提供动力；非能动安全系统的运行依靠自然循环或重力驱动等措施，不需要外部动力。

在二代核电厂中大多采用了能动的专设安全系统，比如已有的一种专设安全系统主要包括辅助给水系统、停堆冷却系统、安全注射系统(或称为应急堆芯冷却系统，包括高、中、低压安全注射子系统)、安全壳喷淋系统等，见图1，在图1中，附图标记1标示反应堆压力容器；附图标记2标示稳压器；附图标记3标示蒸汽发生器；附图标记4标示主管道；附图标记5标示安全壳；附图标记6标示安注箱；附图标记7标示地坑；附图标记8标示换料水箱；附图标记9标示应急给水箱；附图标记10标示高压安注泵；附图标记11标示低压安注泵；附图标记12标示应急给水泵；附图标记13标示喷淋泵。一般来说，在非破口事故情况下，依次通过辅助给水系统、停堆冷却系统排出堆芯余热；在破口事故情况下，依次通过高、中、低压安全注射子系统向反应堆注水，保持堆芯持续可冷却；释放到安全壳内的一回路高温流体通过安全壳喷淋系统得到冷却。

在某些三代核电厂中采用了非能动安全系统，比如AP1000核电厂的非能动安全系统主要包括非能动余热排出系统、非能动安注系统(包括高、中、低压安注)、非能动安全壳冷却系统，见图2，在图2中，附图标记1标示反应堆压力容器；附图标记2标示安注箱；附图标记3标示堆芯补水箱；附图标记4标示内置换料水箱；附图标记5标示非能动余热排出换热器；附图标记6标示自动卸压阀；附图标记7标示安全壳；附图标记8标示安全壳冷却水箱；附图标记9标示稳压器。AP1000核电厂在非破口事故情况下通过非能动余热排出系统将堆芯余热排放到内置换料水箱；在破口事故情况下，依次通过堆芯补水箱、安注箱、内置换料水箱进行非能动安注；非能动安全壳冷却系统通过顶部冷却水池的喷淋冷却钢安全壳外壁，并使得排放到安全壳内的一回路蒸汽在安全壳内壁冷凝。

三代核电厂中的非能动安全系统相对于二代核电厂中的能动安全系统，在运行过程不需要外部动力，其可靠性更高，有利于提高反应堆的安全性。

此外，申请号为201020227239.X的中国专利申请公开一种用于保证核电站安全的安全系统，其主要包括安注子系统和安全壳冷却子系统，其安注子系统的设置与AP1000的安注系统基本相同，安全壳冷却子系统是通过在安全壳内顶部设置喷淋水池以及在安全壳底部设置地坑吸热水箱来进行安全壳冷却。

申请号为201110118541.0的中国专利公开一种反应堆安全系统，其主要特征是设置内、外两层安全壳，在两层安全壳之间储存冷却水，事故情况下，将冷却水注入压力容器、堆腔、蒸汽发生器或喷洒到安全壳内进行冷却。

申请号为201110037705.7的中国专利申请公开一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统，其主要包括非能动高压堆芯补水箱、安注箱、低压安注泵、换料水箱、二次侧非能动余热排出热交换器、蒸汽冷凝水箱、安全壳喷淋系统、非能动堆腔注水系统等。其堆芯和一回路的冷却是通过蒸汽发生器二次侧非能动余热排出热交换器将堆芯余热排放到安全壳内；安注系统包含高、中、低压安注，其中高、中压安注是非能动的，低压安注是能动的；安全壳冷却系统是能动的。

上述三项专利申请中的专设安全系统是各种堆芯冷却方式和安全壳冷却方式的不同组合方案，其主要冷源为安全壳内或安全壳外储存的冷却水，但实际并未建立从堆芯向最终热阱(环境)的、长期有效的非能动余热排出渠道，因此此类系统不能无限持续有效的运行，不能通过非能动方式保持反应堆的长期安全。

发明内容

本发明的目的在于提供一种用于核反应堆的多样化专设安全系统，在堆芯与最终热阱之间建立起多种并列冗余、原理多样的完整余热排出渠道，并具有持续无限运行排出余热的能力，进一步提高反应堆的安全性。

为实现所述目的的用于核反应堆的多样化专设安全系统，其特点是，包括一回路非能动余热排出子系统、依靠重力注入给水的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统、全压的能动余热排出子系统、低压非能动安注子系统、水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统，其中，

该蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统包括蒸汽发生器以及非能动给水箱，该非能动给水箱设置在安全壳外，其底部和顶部分别对应通过管线和阀门与蒸汽发生器二次侧的给水管和蒸汽管串联形成完整的环路，该非能动给水箱标高比蒸汽发生器的位置要高，非能动给水箱内的给水可通过重力注入蒸汽发生器的二次侧，吸收由蒸汽发生器一次侧传递的反应堆冷却剂的热量，从而冷却反应堆；

该全压的能动余热排出子系统设置在安全壳内，包括循环泵、换热器，通过管线和阀门将换热器、循环泵、压力容器的入口和出口串接成闭式循环回路，该回路流经管线和设备为全压设计，即设计压力与反应堆主系统相同；

该低压非能动安注子系统设置在安全壳内，包括自动降压阀、内置冷源以及安全注射管线，自动降压阀连接在压力容器的出口，内置冷源通过安全注射管线和阀门连接到压力容器的入口，内置冷源中装有足量的冷却剂，其标高高于压力容器，内置冷源中的冷却剂能在重力作用下注入到所述压力容器中，从而冷却反应堆并保持反应堆的堆芯处于淹没状态；

该一回路非能动余热排出子系统设置在安全壳内，包括淹没在所述内置冷源的冷却剂中的非能动余热排出换热器，该非能动余热排出换热器分别通过管线及阀门与压力容器的入口和出口相连，形成闭式循环回路，非能动余热排出换热器和压力容器内流体存在密度差，在该闭式循环回路内形成流体的自然循环；

该水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统，包括冷却水池和空气导流罩，冷却水池可淹没安全壳，在冷却水池内安全壳外设置该空气导流罩，该空气导流罩具有环绕安全壳的环绕部以及位于安全壳顶部上方的通往大气的导流部，环绕部和导流部连接成一体，冷却水池具有空气入口，从冷却水池的空气入口、到空气导流罩的环绕部的底部、再至导流部构成具有烟囱效应的气流通道。

所述的多样化专设安全系统，其进一步的特点是，所述非能动给水箱是一个开放式容器，其上部与大气连通。

所述的多样化专设安全系统，其进一步的特点是，在所述的水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统中，冷却水池的储水空间在安全壳的顶部的有效截面大，冷却水池的储水空间在下半部分的有效截面小。

所述的多样化专设安全系统，其进一步的特点是，在所述的水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统中，冷却水池的水位与地表持平，安全壳位于地表以下的深度。

所述的多样化专设安全系统，其进一步的特点是，在所述非能动安注系统中，内置冷源与安全壳的大气相连通。

本发明的有益效果如下：

1)本发明是一种新的安全系统组合方案，由多种余热排出系统、安注系统、安全壳冷却系统相结合，形成系统性的保护措施；

2)事故情况下，通过各子系统的独立运行或配合运行，形成多种从堆芯与最终热阱的完整余热排出渠道和余热排出措施，包括：

a)通过蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的独立运行将余热排出到最终热阱，其热量排出渠道为：堆芯→蒸汽发生器→非能动给水箱→环境(最终热阱)；

b)通过全压的能动余热排出系统的独立运行将余热排出到最终热阱，其热量排出渠道为：堆芯→正常余排换热器→设备冷却水系统→外界环境(最终热阱)；

c)通过一回路非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统联合运行将余热排出到最终热阱，其热量排出渠道为：堆芯→非能动余热排出换热器→内置冷源→安全壳内大气环境→冷却水池→外界环境(最终热阱)；

d)通过非能动安注系统和非能动安全壳冷却系统联合运行将余热排出到最终热阱，其热量排出渠道为：堆芯→安全壳内大气环境→冷却水池→环境(最终热阱)；

3)事故情况下的从堆芯到最终热阱的余热排出渠道具有并列、冗余、多样性，在某一系统或某一传热环节失效的情况下，仍有其他系统提供备用的传热渠道。在反应堆发生破口事故工况下，事故早期a措施起主要作用，随着非能动安注系统的启动运行，d措施也具有排出余热的能力，压力容器内注水成功后，b措施也是有效的；在反应堆发生其他事故工况下，可同时采用a，b，c三种措施来排出余热。由此可见，在各种事故工况下，具有3条并行多样的余热排出渠道。

4)本发明包括能动和非能动余热排出系统。在电源可用的情况下，能动系统可快速、高效的排出余热，使反应堆快速进入安全状态；在电源不可用的情况下，由非能动系统提供纵深防御；并且采用c或d措施可以无限持续非能动排出余热，保证反应堆的长期安全。

本发明有利于提高反应堆缓解事故的能力，并提高反应堆的安全性。

附图说明

图1是一种已有的核反应堆安全系统原理示意图。

图2是另一种已有的AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统原理示意图。

图3是本发明的多样化专设安全系统结构示意图。

图4是多样化专设安全系统中依靠重力注入给水的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统的结构示意图。

图5是低压的非能动安注系统的结构示意图。

图6是水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统的结构示意图。

图7是水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统的水冷模式的示意图。

图8是水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统的风冷模式的示意图。

具体实施方式

如图3所示，本发明的多样化专设安全系统包括5个子系统：一回路非能动余热排出子系统4、依靠重力注入给水的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统6、全压的能动余热排出子系统3、低压的非能动安注子系统5、水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统9。

下面先分别描述蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统6、非能动安注子系统5以及水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统9。

如图4所示，蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统6包括非能动给水箱26和蒸汽发生器24。蒸汽发生器24反应堆主冷却剂22与反应堆堆芯21组成回路，以带走堆芯热量，反应堆主冷却剂22通过管路23与蒸汽发生器24接触，以进行热交换。蒸汽发生器24、非能动给水箱26、喷洒器27通过管道构成换热工质流动回路，非能动给水箱26及与之联通的余热排出系统内的工质为水，也可以替换为其他可行的工质。蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统6是以反应堆的蒸汽发生器作为余热换热器，蒸汽发生器24的进出口分别连接到反应堆的主给水管道29及主蒸汽管道28上，利用主蒸汽管道28和主给水管道29靠近蒸汽发生器的部分作为该系统的一部分。

在反应堆发生事故后，可通过该系统排出堆芯的余热，具体过程如下：

反应堆发生事故停堆，主蒸汽管道28与汽机之间的隔离阀关闭，隔离主蒸汽管道，以使主蒸汽管道28仅起到余热排出系统的一部分的作用。同样主给水隔离阀关闭，隔离主给水管道29，以使主给水管道29仅起到余热排出系统的一部分的作用。

反应堆主冷却剂22流经堆芯21，带走堆芯热量，并进入蒸汽发生器24内，通过蒸汽发生器24的传热管将热量传递给二次侧，二次侧将主给水管道29中的工质(例如为水，也可以是其他适用的工质)产生蒸汽，并由余热排出系统的管道(包括部分主蒸汽管道28)由喷洒器27喷洒至非能动给水箱26内。

非能动给水箱26内的工质由于重力驱动经过管道进入蒸汽发生器24，再次带走蒸汽发生器一次侧主冷却剂的热量，流出蒸汽发生器24，经过喷洒器27进入非能动给水箱26。

随着热量的持续传递，非能动给水箱26内的温度慢慢升高，压力保持大气压力，非能动给水箱26内的水源开始蒸发并逐渐减少，直至其重力不足以驱动余热排出系统形成循环，到此，余热排出系统完成在一段时期内的反应堆余热高效排出。

如图5所示，非能动安注子系统5设置在反应堆的安全壳51内，包括卸压阀组(自动降压阀)53、内置冷源55以及安全注射管线57。卸压阀组53和喷洒器54构成自动降压系统，自动降压系统还可以包括自动触发卸压阀组打开的信号采集装置以及其他装置。卸压阀组53连接在反应堆压力容器52的出口和喷洒器54之间，喷洒器54浸没在内置冷源55中，内置冷源55中装有足量的冷却剂。内置冷源55的下部连接安全注射管线57，安全注射管线57连接到反应堆压力容器52的入口。内置冷源55连接安全注射管线57的接口处设置有滤网56，且安全注射管线57中还设置有再循环滤网59。另外，前述连接由相关管线和阀门实现，数条管线(例如两条)从反应堆压力容器中引出，通过一系列阀门并联和/或串联的组合(例如电磁阀与止回阀的组合，或者爆破阀与止回阀的组合)。安全壳1是承压容器，可以承受比传统安全壳更高的压力(比如0～3MPa)；安全壳包容系统内除安全壳外部冷却系统外其他的设施。

内置冷源55的位高要高于反应堆压力容器52。

当反应堆发生丧失冷却剂事故，既破口事故后，反应堆压力容器52内的冷却剂通过破口喷放至安全壳51内部，反应堆压力容器52内的液位降低、压力降低，安全壳51内的压力升高。

当反应堆压力容器52内的液位降到一定程度时，触发卸压阀组53的开启信号，卸压阀组53的开启信号的触发(即阀门开启)不依赖于外部电源(例如依赖于压力)，反应堆压力容器52通过卸压阀组53帮助降低压力，反应堆压力容器52的气态(可能有部分液态)冷却剂通过卸压阀组53的阀门和管线由喷洒器54喷洒至内置冷源55中。

当反应堆压力容器52内的压力和安全壳51内部的压力达到基本平衡时(比如1.5MPa)，内置冷源55中的冷却剂由于存在重力的驱动，将经过滤网56进入安全注射管线57，并通过安全注射管线57注入到反应堆压力容器52内，为反应堆堆芯补充冷却剂。安全注射管线57上的阀门58此时已经由一定信号开启(比如反应堆压力容器某个低液位)，在安全注射过程中，不依赖于外部电源的驱动。

随着喷放的继续，安全壳51内的压力和温度升高，安全壳51设有外部冷却设施(比如外部喷淋、池式浸没、热管导热等方式)50，对安全壳51进行冷却，带走安全壳1内的热量至最终热阱，为安全壳51降温降压。

随着安全注射的进行，内置冷源55中的冷却剂越来越少，而反应堆压力容器52内的冷却剂被堆芯加热成为气态喷放到安全壳51内，由于安全壳51的外部冷却，这些气态的冷却剂又被冷凝成液态，并通过再循环滤网59，再次进入安全注射管线57，注入到反应堆压力容器52内，从而形成循环，实现完全非能动，保证反应堆堆芯长时期的冷却，只要反应堆压力容器52的初始冷却剂装量足够，反应堆堆芯能够保持始终不裸露，从而确保不会发生堆芯损伤。

图5所示的实施例能够在不依赖外电源的情况下，通过简单的设备和系统，成功对反应堆压力容器进行安全注射和补充冷却剂，保证反应堆堆芯的安全，具有良好的可行性和可靠性。

图6、图7和图8所示为水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统9，在本发明的一实施例中，如图6、图7和图8所示，在本发明的一实施例中，非能动安全壳冷却子系统包括钢安全壳容器92、冷却水池93和空气导流罩95。钢安全壳容器(即安全壳)92在正常备用状态下完全淹没在一个外部冷却水池93中，水池93是安全壳在事故情况下的衰变热热阱。在水池93内、钢安全壳容器92外设置空气导流罩95，空气导流罩95具有环绕安全壳92的环绕部951以及位于安全壳92顶部上方的具有空气出口99的导流部952，环绕部951和导流部952连接成一体，冷却水池93具有空气入口96，从冷却水池的空气入口96、到空气导流罩95的环绕部951的底部、再至导流部952构成具有烟囱效应的气流通道。

进一步，冷却水池93的水位94与地表97持平，钢安全壳容器92位于地表97以下一定深度，因此，冷却水池93在钢安全壳容器92顶部的储水截面较大，可储存较多冷却水使得水冷模式持续较长时间，并且在该过程中安全壳92完全处于淹没状态，因此换热面积大，有利于传热；冷却水池93在下半部分仅为钢安全壳容器92与水池93的壁之间的环腔，因此，水池93下半部分的有效储水截面小，储水量小，当水池93内的水位降到钢安全壳容器92顶部以下后，由蒸发引起的水位下降速度更快，有利于加快从水冷向风冷模式的切换。当水池93内的水由于蒸发而水位低于导流罩95底部后，自然形成气体下降和上升流道911、922，传热过程自动由水冷模式切换到风冷模式。这样设计使得安全壳冷却系统的排热能力与衰变热的衰减规律相一致，即事故初期衰变热功率较大需要较强的换热能力，故采用水冷模式，而事故后期堆芯衰变热功率较小，采用风冷模式可满足要求。

在事故情况下依靠钢安全壳容器92内的蒸汽冷凝、钢安全壳容器92的壁的导热、钢安全壳容器92外的蒸发或空气自然循环，三个非能动过程连续传递将安全壳92内的热量排出到安全壳92外的最终热阱，从而保持安全壳的完整性。

此外，由于安全壳92位于地面以下，这也有利于加强生物屏蔽和降低放射性物质向环境的释放，并可有效防止外部自然灾害或人为破坏事件对反应堆的影响(如洪水、飞机撞击、恐怖分子破坏等)。

图6至图8所示实施例可作为压水堆的安全壳冷却子系统，下面以压水堆核电厂发生主冷却剂系统破口事故为例，来阐述该实施例的运转和实施过程。

在压水堆核电厂发生主管道破裂事故时，压力容器91有主冷却剂系统破口98，高温高压的一回路冷却剂(蒸汽)释放到安全壳92内，将引起安全壳92内气体的温度和压力上升，如果没有持续有效的冷却措施，安全壳92内压力将可能超过设计限制而遭到破坏。由于采用图3所示的实施例，能明显缓解该类事故，在上述事故情况下，该实施例的具体响应步骤如下。

1)如图4所示，由于钢安全壳92在正常备用状态下完全淹没在一个冷却水池93中，在事故初始阶段，释放到安全壳92内的高温蒸汽将直接在安全壳92内壁冷凝，从而保持安全壳92内气体的峰值压力低于设计限制。

2)随着传热的持续，冷却水池93中的水温升高，逐渐蒸发。由于钢安全壳92的设计压力大于冷却水池93内的大气压，因此安全壳92内蒸汽的饱和温度始终高于外部冷却水的饱和温度，从而形成稳定的传热过程，即通过安全壳92内部冷凝、钢安全壳92的导热、安全壳92外壁的水蒸发三个非能动过程连续传递将安全壳内的热量排出。

3)随着冷却水池93内水的逐渐蒸发，水量减少，水位降低，水池逐步丧失冷却能力。当水位低于空气导流罩95底部之后，空气流道自动形成，传热过程自动切换到风冷模式，并自动建立起新的稳定传热过程。如图5所示，气流按照箭头所示的方向流动，形成上升流道922和下降流道911(即从冷却水池93的空气入口96、到空气导流罩95的环绕部951、再至导流部952的空气出口99构成具有烟囱效应的气流通道)，上升流道922中的气体由于受热而密度低于下降流道911中的气体，在密度差的作用下(即烟囱效应)，环境中的冷却空气持续从冷却水池93的空气入口96进入，经过下降流道911、再经过上升流道922并冷却钢安全壳92外壁，然后从空气导流罩95的空气出口排出。该传热过程也是非能动的，并且从水冷到风冷的切换是自然切换，不需要外部信号、不需要其他控制环节、也不需要人为干预。在风冷模式下，安全壳内的热量通过安全壳92内壁的蒸汽冷凝、钢安全壳92的导热、安全壳92外壁的空气自然循环三个非能动过程连续传递带出。

4)由于此时衰变热功率已经降低到足够小，依靠空气自然循环可维持安全壳的冷却。风冷模式可以无限期持续运行，不需要外部动力，也不需要人为干预。

在图3中蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统6、非能动安注子系统5以及水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统9以简化的方式显示。余热排出子系统6的非能动水箱26分别通过给水管线、蒸汽管线与蒸汽发生器24二次侧相连。在给水管线连接段上设置止回阀62，流体只能单向通过。在蒸汽管线连接段上，设置释放阀61。在事故情况下，根据启动信号关闭管线28、29上的阀门隔离反应堆二回路系统，并打开阀门61，将蒸汽发生器二次侧的蒸汽排放至非能动水箱26，止回阀62自动打开，非能动水箱26与蒸汽发生器24的二次侧连通。非能动水箱26的水依靠重力注入蒸汽发生器24，受热后蒸发形成蒸汽排出，同时将热量带出。非能动安注系统5通过入口管线集管8、出口管线集管7与压力容器10相连。在入口管线连接段(安全注射管线)上设置阀58，在出口管线连接段上设置降压阀组53。在事故情况下，根据启动信号开启降压阀组53，进行主动快速卸压，当压力容器10内的冷却系统一回路压力与安全壳92内压力平衡后，阀58自动打开，内置冷源54内的冷却剂(水)依靠重力进入压力容器10，压力容器10内的冷却剂蒸发后从降压阀组53排出，从而冷却堆芯。水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却系统9在反应堆发生一回路冷却剂丧失事故情况，以及上述一回路非能动余热排出系统4或非能动安注系统5启动后，堆芯余热排放到安全壳92内，将引起安全壳92内的温度上升，由于安全壳92淹没在外部冷却水池93中，因此安全壳93内的热量自动向安全壳92外传递。水池93内的水受热而蒸发，当水位低于空气导流罩95底部之后，安全壳92冷却自动切换到风冷模式，风冷模式可无限期持续运行。

在图3中的附图标记与图4至图8中相同的附图标记标示相同的组成。

继续参照图3，一回路非能动余热排出子系统4包括非能动余热排出换热器41、相关连接管线和阀门。非能动余热排出换热器41分别通过入口管线集管8、出口管线集管7与压力容器10的入口和出口相连。在入口管线连接段上设置止回阀43，流体只能单向通过。在出口管线连接段上，设置隔离阀42。在事故情况下，根据启动信号开启隔离阀42，一回路高温高压冷却剂进入换热器41，换热器41内的冷却剂被冷却后在入口管线、出口管线间形成密度差，而使得止回阀43自动打开，使得非能动余热排出换热器41与压力容器10连通形成闭式传热循环回路。换热器41由冷源54中的冷却剂(例如水)进行冷却。

继续参照图3，全压的能动余热排出子系统3包括循环泵30、换热器31和相应管线和阀门。换热器31与循环泵30通过入口管线集管8、出口管线集管7直接与压力容器10的入口和出口相连，在入口管线连接段上设置止回阀33，流体只能单向通过。在出口管线连接段上，设置隔离阀32。在事故情况下，根据启动信号开启隔离阀32，并启动循环泵30，形成闭式强迫循环回路。换热器30通过设备冷却水系统进行冷却。正常余热排出系统3的设计压力与一回路设计压力相同，可在高压条件下运行。不管压力容器内的冷却剂处于任何压力工况，子系统3都可立即投入运行，快速高效的冷却反应堆。

下面以普通压水反应堆为例并结合附图3来进行示例性地说明本发明的工作原理。

压水反应堆在正常运行时，堆芯热量通过一回路冷却剂系统的强迫循环，在蒸汽发生器24内传递给二回路。在事故工况下，保守认为该传热渠道不可用，需要本发明的专设安全系统提供额外的、可靠的传热渠道，将堆芯余热排放到安全壳92外的最终热阱。

压水反应堆的事故工况可概括分为一回路冷却剂丧失事故(LOCA)和其他事故(非LOCA)，下面分别介绍这两类事故情况下上述安全系统的响应和实施过程。

A)在发生非LOCA事故情况下，可分别通过一回路非能动余热排出系统4、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统6、正常余热排出系统排出堆芯余热3来排热。这三种系统可并行运行，也可单一运行，每一子系统都能保证堆芯的有效冷却。在并行运行模式下，三种子系统同时启动，如果三种子系统都可用，那么可快速的冷却堆芯；在依次运行模式下，依照纵深防御原则，如果电源可用那么可通过正常余热排出系统3排出堆芯余热，如果电源不可用，那么可通过一回路非能动余热排出系统4的自然循环来冷却堆芯，如果该系统也失效了，那么可通过蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统6来冷却反应堆。这些系统的并行或依次运行模式可根据需要设置。

B)在发生LOCA事故情况下，在事故初期如果一回路冷却剂装量仍较多，通过一回路非能动余热排出系统4、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统6、正常余热排出系统3的运行仍能够排出堆芯余热。如果一回路冷却剂装量已经低于一定限制，则开启卸压阀53进行主动卸压，从而使得非能动安注系统5投入，并通过重力向压力容器内注水(假设水为冷源54中的冷却剂)，使压力容器10内水位上升。如果电源可用，那么当水位上升后，正常余热排出系统3可投入运行，从而冷却堆芯；如果电源不可用，注入到压力容器10内的水受热蒸发排放到安全壳92内，通过不停的注水和排汽的开式传热过程将堆芯余热带出。

在非LOCA事故情况下，如果启动了一回路非能动余热排出系统4或者在LOCA事故情况下，堆芯余热释放到安全壳内，将引起安全壳内的温度和压力上升，非能动安全壳冷却系统9自动投入，堆芯余热自动通过钢安全壳92传递给外部冷却水池93或环境大气。从而维持安全壳92的温度和压力不超过设计限制，保护安全壳的完整性。

图3所示的实施例是一种安全系统组合方案，在事故情况下，各个子系统的余热排出过程是相互独立并且原理多样的。

事故情况下的从堆芯到最终热阱的余热排出渠道具有多样性，在某一系统或某一传热环节失效的情况下，仍有其他系统提供有效的传热渠道。这些余热排出渠道可表述为以下过程：

a)堆芯(在压力容器10内)→非能动余热排出换热器41→冷源54→安全壳92→外部冷却水池93→环境(最终热阱)；

b)堆芯→蒸汽发生器24→非能动水箱26→环境(最终热阱)；

c)堆芯→正常余排换热器31→设备冷却水系统→环境(最终热阱)；

d)堆芯→安全壳92→外部冷却水池93→环境(最终热阱)；

上述传热过程中，a、c、d可以无限期持续运行。

Claims (3)

1.用于核反应堆的多样化专设安全系统，其特征在于，包括一回路非能动余热排出子系统、依靠重力注入给水的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统、全压的能动余热排出子系统、低压非能动安注子系统以及水淹和风冷结合的非能动安全壳冷却子系统，其中，

该蒸汽发生器二次侧非能动余热排出子系统包括蒸汽发生器以及非能动给水箱，该非能动给水箱设置在安全壳外，其底部和顶部分别对应通过管线和阀门与蒸汽发生器二次侧的给水管和蒸汽管串联形成完整的环路，该非能动给水箱标高比蒸汽发生器的位置要高，非能动给水箱内的给水可通过重力注入蒸汽发生器的二次侧，吸收由蒸汽发生器一次侧传递的反应堆冷却剂的热量，从而冷却反应堆；所述非能动给水箱是一个开放式容器，其上部与大气连通；

该全压的能动余热排出子系统设置在安全壳内，包括循环泵、换热器，通过管线和阀门将换热器、循环泵、压力容器的入口和出口串接成闭式循环回路，该闭式循环回路流经管线和设备为全压设计，即设计压力与反应堆主系统相同；

该低压非能动安注子系统设置在安全壳内，包括自动降压阀、内置冷源以及安全注射管线，自动降压阀连接在压力容器的出口，内置冷源通过安全注射管线和阀门连接到压力容器的入口，内置冷源中装有足量的冷却剂，其标高高于压力容器，内置冷源中的冷却剂能在重力作用下注入到所述压力容器中，从而冷却反应堆并保持反应堆的堆芯处于淹没状态；

该一回路非能动余热排出子系统设置在安全壳内，包括淹没在所述内置冷源的冷却剂中的非能动余热排出换热器，该非能动余热排出换热器分别通过管线及阀门与压力容器的入口和出口相连，形成闭式循环回路，非能动余热排出换热器和压力容器内流体存在密度差，在该闭式循环回路内形成流体的自然循环；

该水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却子系统，包括冷却水池和空气导流罩，冷却水池可淹没安全壳，在冷却水池内安全壳外设置该空气导流罩，该空气导流罩具有环绕安全壳的环绕部以及位于安全壳顶部上方的通往大气的导流部，环绕部和导流部连接成一体，冷却水池具有空气入口，从冷却水池的空气入口、到空气导流罩的环绕部的底部、再至导流部构成具有烟囱效应的气流通道；

在所述的水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统中，冷却水池的水位与地表持平，安全壳位于地表以下的深度。

2.如权利要求1所述的多样化专设安全系统，其特征在于，在所述的水淹和风冷相结合的非能动安全壳冷却系统中，冷却水池的储水空间在安全壳的顶部的有效截面大，冷却水池的储水空间在下半部分的有效截面小。

3.如权利要求1所述的多样化专设安全系统，其特征在于，在所述低压非能动安注子系统中，内置冷源与安全壳的大气相连通。