CN103871506A - 一种核电站高压安全注射系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；冷却剂注入单元包括一个水源、与水源连接的冷却剂注入管路；冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。本发明多条管线之间互不干扰，便于流量调节；本发明具有较高的安全性。

Description

一种核电站高压安全注射系统
技术领域
本发明涉及压水堆核电站领域，具体涉及一种用于压水堆核电站的高压安全注射系统。
背景技术
在压水堆核电站中，安全注射系统在发生主冷却剂管道或主蒸汽管道破裂事故时，执行堆芯的应急冷却功能，是重要的专设安全设施之一。在以往的设计中，高压安注系统利用化学和容积控制系统三台上充泵的其中两台作为安注泵。每台安注泵的注入流量都通过一个母管汇总后再向各个环路的冷、热段分配，这样的设计在某一条注入管线出现故障时，将会影响其他注入管线的流量。高压安注系统中设置1台浓硼酸注入箱，仅有一条注入管线通过浓硼酸注入箱，将浓硼酸溶液注入一回路，维持堆芯在次临界状态。如果这条管线故障，该功能无法实现，安全注射系统的应急冷却能力降低。
发明内容
本发明的要解决的技术问题是提供一种核电站安全注射系统，其能够独立地向反应堆一回路注入冷却水，提高系统运行的可靠性，强化安全注射系统执行堆芯应急冷却的能力；并通过单独设置的浓硼酸注入系列在非安全注射系统动作的工况下，将硼酸溶液注入堆芯，提供足够的负反应性以实现停堆。
为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；
所述硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与所述浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，所述浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；
所述冷却剂注入单元包括一个水源、与所述水源连接的冷却剂注入管路；所述冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；所述冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；所述热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。
所述水源可以是安全壳内换料水箱。
所述浓硼酸注入管路上设置有硼酸注入泵；所述冷却剂注入管路上设置有高压安注泵。
所述反应堆一回路系统包括3个环路。
所述3个环路配置有4个冷却剂注入单元，其中，2个冷却剂注入单元独立地连接在所述反应堆3个环路中的第一个环路和第二个环路上；另外2个冷却剂注入单元的冷管段注入管路一并连接到所述反应堆3个环路中的第三个环路上的冷管段，所述另外2个冷却剂注入单元的热管段注入管路一并连接到所述反应堆3个环路中的第三个环路上的热管段。
反应堆的3个环路配置有2个硼酸注入单元，所述3个环路的冷管段通过一根母管联通；所述2个硼酸注入单元的浓硼酸注入管路均连接到所述母管上；所述2个硼酸注入单元的浓硼酸注入管路通过一根连通管路联通，所述联通管路上设置有隔离阀。
本发明的有益效果：
（1）多条高压安注管线，分别向一回路系统的多个环路的冷、热段注入，多条管线之间互不干扰，便于流量调节；
（2）由独立的浓硼酸注入系统在安注信号发出后向一回路注入浓硼酸，该功能不依赖于高压安注泵及相关注入管线的运行；
（3）在发出停堆信号后，而控制棒又未能下插导致不能停堆时，自动启动硼酸注入泵，将两台硼酸注入箱内的高浓度硼水注入堆芯从而引入足够的负反应性以实现停堆。
附图说明
图1为核电站反应堆一回路系统中一个环路的示意图；
图2为本发明一种核电站高压安全注射系统的示意图；
图3为本发明一种核电站高压安全注射系统的应用到三环路反应堆的局部示意图A；
图4为本发明一种核电站高压安全注射系统的应用到三环路反应堆的局部示意图B；
图5为本发明一种核电站高压安全注射系统的应用到三环路反应堆的局部示意图C；
图中：1-反应堆堆芯，2-压力容器，3-蒸汽发生器，4-泵，5-环路，6-冷却剂注入管路，7-浓硼酸注入管路，8-浓硼酸注入箱，9-冷管段注入管路，10-热管段注入管路，11-安全壳，12-硼酸注入泵，13-高压安注泵，14-水源，15-硼酸注入单元，16-冷却剂注入单元，17-隔离阀，18-连通管路，19-母管。
具体实施方式
以下结合附图和实施例对本发明做进一步描述。
核电站反应堆包括一回路系统，所述一回路系统包括3个环路5，图1中表示出其中一个环路5；每个环路均包括热管段502和冷管段501；冷却剂通过泵4由冷管段501进入压力容器2并从堆芯1吸取热量，吸取热量后的冷却剂离开压力容器2由热管段502经过蒸汽发生器3释放热量，释放热量后的冷却剂回到冷管段501进而再次进入压力容器2从而实现循环；
如图2所示，本发明一种核电站高压安全注射系统，包括至少一个硼酸注入单元15和至少一个冷却剂注入单元16；
所述硼酸注入单元15包括浓硼酸注入箱8、一端与所述浓硼酸注入箱8的底部连接的浓硼酸注入管路7，所述浓硼酸注入管路7的另一端通过贯穿件穿入安全壳11连接到反应堆一回路系统的一个环路5的冷管段501；所述浓硼酸注入管路7上设置有硼酸注入泵12；
所述冷却剂注入单元16包括一个水源14、与所述水源14连接的冷却剂注入管路6；所述冷却剂注入管路6包括并联的冷管段注入管路9和热管段注入管路10；所述冷管段注入管路9通过贯穿件穿入安全壳11并连接到反应堆一回路的一个环路5的冷管段501上；所述热管段注入管路10通过贯穿件穿入安全壳11并连接到反应堆一回路的一个环路5的热管段502上；所述冷却剂注入管路6上设置有高压安注泵13；所述水源14可以是安全壳11内换料水箱；
如图3至图4所示，反应堆的3个环路5配置有4个冷却剂注入单元16，其中，2个冷却剂注入单元16独立地连接在所述反应堆3个环路5中的第一个和第二个上；另外2个冷却剂注入单元16的冷管段注入管路9一并连接到所述反应堆3个环路5中的第三个上的冷管段501，所述另外2个冷却剂注入单元16的热管段注入管路10一并连接到所述反应堆3个环路5中的第三个上的热管段502。
如图5所示，反应堆的3个环路5配置有2个硼酸注入单元15，所述3个环路5的冷管段501通过一根母管19联通；所述2个硼酸注入单元15的浓硼酸注入管路7均连接到所述母管19上；所述2个硼酸注入单元15的浓硼酸注入管路7上的位于高压安注泵13与浓硼酸箱8之间的管路段通过一根连通管路18联通，所述联通管路18上设置有隔离阀17。
具体工作工程：
（1）安全注射过程
一经接收到安注信号就立即执行以下动作：
A）启动4个冷却剂注入单元16上的4台高压安注泵；
B）启动两台硼酸注入泵A和B；
在安注阶段，反应堆冷却剂压力迅速下降，将含硼水注入一回路系统的一个环路5的冷管段501并进入反应堆堆芯。
高压安注泵13以及硼酸注入泵12的投入使反应堆压力容器再充水并再淹没反应堆堆芯。
冷管段501和热管段502同时注入保证了堆芯的硼浓度低于其溶解度限值。
在长期安注阶段，安全注射系统仍保持向冷热管段同时注入的配置，直到：
A）完成堆芯冷却；
B）环境条件（压力、温度和放射性水平）允许进入安全壳。
（2）浓硼酸注入停堆
在需要停堆而控制棒又发生故障时，硼酸注入分系统作为第二套停堆使用。当反应堆保护系统发出停堆信号后，而控制棒又未能下插导致不能停堆时，根据停堆信号以及功率量程中子注量率信号的逻辑处理结果，自动启动硼酸注入泵12，将两台硼酸注入箱8内的高浓度硼水注入堆芯从而引入足够的负反应性以实现停堆。若其中一个硼酸注入单元15故障，可以打开连通管线18上的隔离阀17，利用完好的硼酸注入单元15将高浓度硼酸溶液注入一回路系统的3个环路的冷管段501，实现停堆功能。

Claims (6)

1.一种核电站高压安全注射系统，其配置在反应堆一回路系统的若干个环路上，其特征在于：包括至少一个硼酸注入单元和至少一个冷却剂注入单元；
所述硼酸注入单元包括浓硼酸注入箱、一端与所述浓硼酸注入箱的连接的浓硼酸注入管路，所述浓硼酸注入管路的另一端穿入安全壳连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段；
所述冷却剂注入单元包括一个水源、与所述水源连接的冷却剂注入管路；所述冷却剂注入管路包括并联的冷管段注入管路和热管段注入管路；所述冷管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路系统的一个环路的冷管段上；所述热管段注入管路穿入安全壳并连接到反应堆一回路的一个环路的热管段上。
2.按照权利要求1所述的高压安全注射系统，其特征在于：所述水源可以是安全壳内换料水箱。
3.按照权利要求1所述的高压安全注射系统，其特征在于：所述浓硼酸注入管路上设置有硼酸注入泵；所述冷却剂注入管路上设置有高压安注泵。
4.按照权利要求1所述的高压安全注射系统，其特征在于：所述反应堆一回路系统包括3个环路。
5.按照权利要求4所述的高压安全注射系统，其特征在于：所述3个环路配置有4个冷却剂注入单元，其中，2个冷却剂注入单元独立地连接在所述反应堆3个环路中的第一个环路和第二个环路上；另外2个冷却剂注入单元的冷管段注入管路一并连接到所述反应堆3个环路中的第三个环路上的冷管段，所述另外2个冷却剂注入单元的热管段注入管路一并连接到所述反应堆3个环路中的第三个环路上的热管段。
6.按照权利要求4所述的高压安全注射系统，其特征在于：反应堆的3个环路配置有2个硼酸注入单元，所述3个环路的冷管段通过一根母管联通；所述2个硼酸注入单元的浓硼酸注入管路均连接到所述母管上；所述2个硼酸注入单元的浓硼酸注入管路通过一根连通管路联通，所述联通管路上设置有隔离阀。
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GB1512027.2A GB2523949B (en) 2012-12-11 2013-12-05 High-pressure safe injection system for nuclear power stations
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ZA2015/04982A ZA201504982B (en) 2012-12-11 2015-07-10 High-pressure safe injection system for nuclear power stations

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Cited By (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104616707A (zh) * 2014-12-30 2015-05-13 中国原子能科学研究院 一种用于研究堆第二停堆系统的注硼系统
CN105244062A (zh) * 2014-07-09 2016-01-13 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法
CN106887259A (zh) * 2015-12-15 2017-06-23 中国核动力研究设计院 一种核电厂快速安全停堆系统
CN107816431A (zh) * 2017-11-23 2018-03-20 山东省农业机械科学研究院 核二级高压安全注射泵环境仿真试验系统
CN108091407A (zh) * 2017-11-10 2018-05-29 中广核研究院有限公司 高压安注系统及其安全注入方法
CN109147967A (zh) * 2017-06-15 2019-01-04 广东核电合营有限公司 一种用于核电站的硼浓度控制装置和方法
CN109300556A (zh) * 2018-09-19 2019-02-01 中广核研究院有限公司 一种具备安注功能的反应堆稳压系统
CN109473185A (zh) * 2018-11-13 2019-03-15 中国核动力研究设计院 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法
CN109859866A (zh) * 2019-03-06 2019-06-07 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN110580957A (zh) * 2019-09-19 2019-12-17 中国核动力研究设计院 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法
CN111128410A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆系统及其能量转换方式
CN115237046A (zh) * 2022-07-21 2022-10-25 中国核动力研究设计院 一种安注信号手动禁止方法、装置、终端及可读存储介质
CN107816431B (zh) * 2017-11-23 2024-06-04 山东省农业机械科学研究院 核二级高压安全注射泵环境仿真试验系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3966548A (en) * 1972-02-19 1976-06-29 Siemens Aktiengesellschaft Cooling system for a nuclear reactor
GB1448071A (en) * 1973-03-30 1976-09-02 Siemens Ag Nuclear reactor installations
US4181570A (en) * 1976-03-17 1980-01-01 Combustion Engineering, Inc. Post-LOCA core flushing system
JPH06201880A (ja) * 1993-01-06 1994-07-22 Toshiba Corp ほう酸流出防止装置
CN203026166U (zh) * 2012-12-11 2013-06-26 中国核动力研究设计院 一种核电站高压安全注射系统

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5178821A (en) * 1991-06-13 1993-01-12 General Electric Company Standby passive injection coolant water safety injection system for nuclear reactor plants
CN101847451B (zh) * 2009-06-19 2012-10-31 中广核工程有限公司 一种安全注入系统
CN201699776U (zh) * 2010-05-20 2011-01-05 王珍珍 多功能电话机
CN102169733B (zh) * 2011-02-14 2013-10-23 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

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3966548A (en) * 1972-02-19 1976-06-29 Siemens Aktiengesellschaft Cooling system for a nuclear reactor
GB1448071A (en) * 1973-03-30 1976-09-02 Siemens Ag Nuclear reactor installations
US4181570A (en) * 1976-03-17 1980-01-01 Combustion Engineering, Inc. Post-LOCA core flushing system
JPH06201880A (ja) * 1993-01-06 1994-07-22 Toshiba Corp ほう酸流出防止装置
CN203026166U (zh) * 2012-12-11 2013-06-26 中国核动力研究设计院 一种核电站高压安全注射系统

Cited By (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105244062A (zh) * 2014-07-09 2016-01-13 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法
CN105244062B (zh) * 2014-07-09 2017-07-14 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法
CN104616707A (zh) * 2014-12-30 2015-05-13 中国原子能科学研究院 一种用于研究堆第二停堆系统的注硼系统
CN106887259A (zh) * 2015-12-15 2017-06-23 中国核动力研究设计院 一种核电厂快速安全停堆系统
CN109147967A (zh) * 2017-06-15 2019-01-04 广东核电合营有限公司 一种用于核电站的硼浓度控制装置和方法
CN108091407B (zh) * 2017-11-10 2019-11-15 中广核研究院有限公司 高压安注系统及其安全注入方法
CN108091407A (zh) * 2017-11-10 2018-05-29 中广核研究院有限公司 高压安注系统及其安全注入方法
CN107816431A (zh) * 2017-11-23 2018-03-20 山东省农业机械科学研究院 核二级高压安全注射泵环境仿真试验系统
CN107816431B (zh) * 2017-11-23 2024-06-04 山东省农业机械科学研究院 核二级高压安全注射泵环境仿真试验系统
CN109300556A (zh) * 2018-09-19 2019-02-01 中广核研究院有限公司 一种具备安注功能的反应堆稳压系统
CN109473185A (zh) * 2018-11-13 2019-03-15 中国核动力研究设计院 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法
CN109473185B (zh) * 2018-11-13 2022-07-29 中国核动力研究设计院 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法
CN109859866B (zh) * 2019-03-06 2022-02-22 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN109859866A (zh) * 2019-03-06 2019-06-07 中国核动力研究设计院 一种缓解主蒸汽管道破裂事故后果的方法
CN110580957A (zh) * 2019-09-19 2019-12-17 中国核动力研究设计院 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法
CN111128410A (zh) * 2019-12-31 2020-05-08 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆系统及其能量转换方式
CN115237046A (zh) * 2022-07-21 2022-10-25 中国核动力研究设计院 一种安注信号手动禁止方法、装置、终端及可读存储介质

Also Published As

Publication number Publication date
GB201512027D0 (en) 2015-08-19
CN103871506B (zh) 2016-12-21
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GB2523949B (en) 2020-07-01
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GB2523949A (en) 2015-09-09
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