CN103778975A - 一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核反应堆压力容器补水技术领域，具体公开了一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法。该系统中，在反应堆压力容器的侧壁上设有出口管嘴和进口管嘴，其中，进口管嘴位置高于堆芯的高度，并具有一定的高度差；贮水箱位于反应堆压力容器外，贮水箱的进口管道和出口管道分别与反应堆压力容器上出口管嘴和进口管嘴相连，且贮水箱下端出水口在垂直方向上高于反应堆压力容器进口管嘴，并在贮水箱的出口管道上设有隔离阀B。本发明其不仅简化了系统，减少设备和阀门的数量，而且提高了注入效率及系统可靠性，通过不断向堆芯提供含硼冷却水将反应堆温度控制在可接受的范围内，并使其处于一定的停堆深度，在一定时间内保证反应堆的安全。

Description

一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法
技术领域
本发明属于核反应堆压力容器补水技术领域，具体涉及一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法。
背景技术
在核电站反应堆冷却剂系统发生失水事故时，一般采用安全注入系统，主要设备包括安注泵、贮水箱及相关阀门和管道，在核动力装置反应堆冷却剂系统发生失水事故时，通过关闭/开启相关阀门，启动安注泵从贮水箱箱抽水，借助反应堆冷却剂系统管道把冷却水送至反应堆堆芯，这样系统设备较多，运行控制复杂。
发明内容
本发明的目的在于提供一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法，可以在核电站反应堆冷却剂系统发生失水事故时，以非能动的方式快速有效地直接向堆芯补水。
本发明的技术方案如下：一种压力容器非能动堆芯补水系统，该系统包括反应堆压力容器及贮水箱，在反应堆压力容器的侧壁上设有出口管嘴和进口管嘴，其中，进口管嘴所在平面的位置高于反应堆压力容器中堆芯的高度，并具有一定的高度差；贮水箱位于反应堆压力容器外，贮水箱的进口管道和出口管道分别与反应堆压力容器上出口管嘴和进口管嘴相连，且贮水箱下端出水口所在的平面在垂直方向上高于反应堆压力容器进口管嘴所在的平面，并在贮水箱的出口管道上设有隔离阀B。
所述的出口管嘴所在的平面位于进口管嘴所在平面的上方，并具有一定的高度差。
所述的贮水箱下端出水口所在的平面距离反应堆压力容器进口管嘴所在的平面的距离为2~5m。
所述的贮水箱的进口管道与反应堆压力容器出口管嘴相连接的管道上设有隔离阀A。
一种压力容器非能动堆芯补水方法，该方法具体步骤为：
步骤1、在反应堆正常运行时，在贮水箱中充满含硼冷却水，并将贮水箱进口管道与反应堆压力容器上出口管嘴相连接的管道上安装的隔离阀A保持开启，将贮水箱出水口管道与反应堆压力容器上进口管嘴相连接的管道上安装的隔离阀B保持关闭；
步骤2、在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，隔离阀B自动开启，使位于反应堆压力容器进口管嘴上方一定距离的贮水箱中的含硼冷却水，在位差与密度差的作用下，经过进口管嘴直接注入堆芯，对反应堆补水和硼化；
步骤3、冷却水经过反应堆堆芯被加热后，热流体通过反应堆压力容器上位于进口管嘴平面一定高度的出口管嘴流出，进入贮水箱，形成自然循环。
本发明的显著效果在于：本发明提供的一种压力容器非能动堆芯补水系统及方法，其不仅简化了系统，减少设备和阀门的数量，而且提高了注入效率及系统可靠性，通过不断向堆芯提供含硼冷却水将反应堆温度控制在可接受的范围内，并使其处于一定的停堆深度，在一定时间内保证反应堆的安全。
附图说明
图1为本发明所述的一种压力容器非能动堆芯补水系统示意图；
图中，1、反应堆压力容器；2、贮水箱；3、出口管嘴；4、隔离阀A；5、隔离阀B；6、进口管嘴。
具体实施方式
下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。
如图1所示，一种压力容器非能动堆芯补水系统，包括反应堆压力容器1以及贮水箱2，在反应堆压力容器1上的两侧壁分别设置有出口管嘴3和进口管嘴6，其中，出口管嘴3所在的平面位于进口管嘴6所在平面的上方，并具有一定的高度差，且进口管嘴6的高度高于反应堆压力容器1中堆芯的高度，并具有一定的高度差；贮水箱2安装于距离进口管嘴6垂直高度为2~5m的范围内，且贮水箱2的进口管道和出口管道分别与反应堆压力容器1上出口管嘴3和进口管嘴6相连，并在贮水箱2的进口管道和出口管道上分别安装有隔离阀A4和隔离阀B5，且反应堆正常运行时，贮水箱2中充满含硼冷却水，隔离阀A4保持开启，隔离阀B5保持关闭。
一种压力容器非能动堆芯补水方法，其具体步骤为：步骤1、在反应堆正常运行时，在贮水箱2中充满含硼冷却水，并将贮水箱2进口管道与反应堆压力容器1上出口管嘴3相连接的管道上安装的隔离阀A4保持开启，将贮水箱2出水口管道与反应堆压力容器1上进口管嘴6相连接的管道上安装的隔离阀B5保持关闭；步骤2、在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，隔离阀B5自动开启，使位于反应堆压力容器1进口管嘴6上方一定距离的贮水箱2中的含硼冷却水，在位差与密度差的作用下，经过进口管嘴6直接注入堆芯，对反应堆补水和硼化；步骤3、冷却水经过反应堆堆芯被加热后，热流体（或蒸汽）通过反应堆压力容器1上位于进口管嘴6平面一定高度的出口管嘴3流出，进入贮水箱2，形成自然循环。

Claims (5)

1.一种压力容器非能动堆芯补水系统，其特征在于：该系统包括反应堆压力容器（1）及贮水箱（2），在反应堆压力容器（1）的侧壁上设有出口管嘴（3）和进口管嘴（6），其中，进口管嘴（6）所在平面的位置高于反应堆压力容器（1）中堆芯的高度，并具有一定的高度差；贮水箱（2）位于反应堆压力容器（1）外，贮水箱（2）的进口管道和出口管道分别与反应堆压力容器（1）上出口管嘴（3）和进口管嘴（6）相连，且贮水箱（2）下端出水口所在的平面在垂直方向上高于反应堆压力容器（1）进口管嘴（6）所在的平面，并在贮水箱（2）的出口管道上设有隔离阀B（5）。
2.根据权利要求1所述的一种压力容器非能动堆芯补水系统，其特征在于：所述的出口管嘴（3）所在的平面位于进口管嘴（6）所在平面的上方，并具有一定的高度差。
3.根据权利要求1或2所述的一种压力容器非能动堆芯补水系统，其特征在于：所述的贮水箱（2）下端出水口所在的平面距离反应堆压力容器（1）进口管嘴（6）所在的平面的距离为2~5m。
4.根据权利要求1或2所述的一种压力容器非能动堆芯补水系统，其特征在于：所述的贮水箱（2）的进口管道与反应堆压力容器（1）出口管嘴（3）相连接的管道上设有隔离阀A（4）。
5.一种压力容器非能动堆芯补水方法，其特征在于：该方法具体步骤为：
步骤1、在反应堆正常运行时，在贮水箱（2）中充满含硼冷却水，并将贮水箱（2）进口管道与反应堆压力容器（1）上出口管嘴（3）相连接的管道上安装的隔离阀A（4）保持开启，将贮水箱（2）出水口管道与反应堆压力容器（1）上进口管嘴（6）相连接的管道上安装的隔离阀B（5）保持关闭；
步骤2、在反应堆冷却剂系统发生失水事故时，隔离阀B（5）自动开启，使位于反应堆压力容器（1）进口管嘴（6）上方一定距离的贮水箱（2）中的含硼冷却水，在位差与密度差的作用下，经过进口管嘴（6）直接注入堆芯，对反应堆补水和硼化；
步骤3、冷却水经过反应堆堆芯被加热后，热流体通过反应堆压力容器（1）上位于进口管嘴（6）平面一定高度的出口管嘴（3）流出，进入贮水箱（2），形成自然循环。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105070329A (zh) * 2015-08-31 2015-11-18 上海核工程研究设计院 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN112071450A (zh) * 2020-08-05 2020-12-11 中国原子能科学研究院 一种外压型反应堆压力容器

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4587079A (en) * 1981-02-24 1986-05-06 Commissariat A L'energie Atomique System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
JPH05249277A (ja) * 1992-03-10 1993-09-28 Japan Atom Energy Res Inst 軽水型原子炉の炉心冷却装置
JPH06130172A (ja) * 1992-10-21 1994-05-13 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置
JPH06130174A (ja) * 1992-10-21 1994-05-13 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 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
CN101847451A (zh) * 2009-06-19 2010-09-29 中广核工程有限公司 一种安全注入系统
CN201600931U (zh) * 2010-02-20 2010-10-06 华北电力大学 用于核电站的温度感应式安全注射装置
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统
CN202102728U (zh) * 2011-05-06 2012-01-04 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于保证核电站安全的安全系统
CN102737739A (zh) * 2011-04-15 2012-10-17 韩国原子力研究院 应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4587079A (en) * 1981-02-24 1986-05-06 Commissariat A L'energie Atomique System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core
JPH05249277A (ja) * 1992-03-10 1993-09-28 Japan Atom Energy Res Inst 軽水型原子炉の炉心冷却装置
JPH06130172A (ja) * 1992-10-21 1994-05-13 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置
JPH06130174A (ja) * 1992-10-21 1994-05-13 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 軽水炉の非常用炉心冷却水注入装置
CN101847451A (zh) * 2009-06-19 2010-09-29 中广核工程有限公司 一种安全注入系统
CN101719386A (zh) * 2009-12-21 2010-06-02 肖宏才 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
CN201600931U (zh) * 2010-02-20 2010-10-06 华北电力大学 用于核电站的温度感应式安全注射装置
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统
CN102737739A (zh) * 2011-04-15 2012-10-17 韩国原子力研究院 应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统
CN202102728U (zh) * 2011-05-06 2012-01-04 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于保证核电站安全的安全系统

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105070329A (zh) * 2015-08-31 2015-11-18 上海核工程研究设计院 一种核电站二次侧非能动余热排出系统
CN112071450A (zh) * 2020-08-05 2020-12-11 中国原子能科学研究院 一种外压型反应堆压力容器
CN112071450B (zh) * 2020-08-05 2023-08-18 中国原子能科学研究院 一种外压型反应堆压力容器

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