CN103996418A - 多阶段安全注入装置和具有该装置的无源安全注入系统 - Google Patents

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Abstract

一种多阶段安全注入装置和包括该装置的无源安全注入系统,多阶段安全注入装置包括:安全注入水箱,容纳发生反应堆容器的压力或水位下降的事故时通过重力水头注入反应堆容器内的冷却剂;压力平衡管线,连接至反应堆容器和安全注入水箱,以在反应堆容器和安全注入水箱之间形成压力平衡状态;安全注入管线,连接至安全注入水箱下端部和反应堆容器,以在反应堆容器和安全注入水箱之间压力平衡状态下,将冷却剂注入反应堆容器;流量控制管线,从安全注入管线延伸至安全注入水箱内部,并具有各安全注入端口,各端口分别以预定高度被注入冷却剂,以根据安全注入水箱的水位降低,逐步降低注入反应堆容器的冷却剂流速,以多阶段向反应堆容器注入冷却剂。

Description

多阶段安全注入装置和具有该装置的无源安全注入系统
技术领域
本公开涉及一种多阶段安全注入装置,该装置使用能够在反应堆中发生事故时,一步一步地将冷却剂注入反应堆容器内的流量控制管线,并且涉及一种具有该装置的无源安全注入系统。
背景技术
能够根据安全系统的构造或主要组件的安装位置对反应堆分类。根据安全系统的特性,反应堆能够被分为:i)有源反应堆,其使用有源力,诸如泵等等;和ii)无源反应堆,其使用无源力,诸如重力、压力等等。并且也根据主要组件(蒸汽发生器、加压器和反应堆冷却剂泵)的安装位置,反应堆能够被分为:i)循环式反应堆,其中主要组件被安装在反应堆容器外;和ii)集成反应堆,其中主要组件被安装在反应堆容器内。
当在反应堆中发生事故时,使用各种类型的无源水箱,从而将应急冷却水供应给反应堆容器。i)氮加压安全注入水箱(储压器)在许多商用循环式水反应堆中使用,以在大破口失水冷却剂事故期间,将冷却剂快速供应给反应堆,在这种事故中,大管线破裂,流出大量冷却剂;和ii)在美国西屋公司(Westinghouse)的无源循环式反应堆,诸如AP600、AP1000等等中,除了氮加压安全注入水箱之外,还使用堆芯补水箱,其在使得反应堆和水箱之间压力平衡之后使用重力水头。
在集成反应堆中,与商用循环式水反应堆不同,在反应堆容器内安装主要组件,诸如泵和蒸汽发生器等等,因而不存在用于连接主要组件的大管线。因此,连接反应堆容器和诸如化学和容积系统、安全注入系统、停机冷却系统、安全阀等等系统的管线在集成反应堆中具有小尺寸。由于这些特征,基本地消除了其中大管线破裂的大冷却剂破口失水事故。
此外,在集成反应堆(SMART反应堆:韩国,mPower:B&W公司,NuScale:NS动力公司(NuScale Power),WEC-SMR:西屋电气公司(WestinghouseElectric Company))中,主要组件安装在反应堆容器中,其中存在大量冷却剂。因此,当在集成反应堆中发生事故(由于破裂、诸如管线断裂等等产生的冷却剂损失事故)时,与循环式反应堆相比,集成反应堆中的压力和水位缓慢下降。
反应堆中的无源安全系统涉及这样一种系统,该系统用于在发生事故时,不使用有源装置,诸如泵,甚至无操作者动作或者诸如应急柴油发电机的安全额定AC动力,仅使用系统中所含的自然力,在超过反应堆所需的一定时间段(当前要求72小时)安全地维持反应堆。
即使集成反应堆也具有这种特性,通常,集成反应堆要求i)在其中堆芯液位相对快速降低的事故的初始阶段,高流速地安全注入;ii)在其中由于反应堆容器的高压,反应堆的冷却剂排出流速相对高的事故的早期和中间阶段,中等水平量(中流速)地安全注入;和iii)在其中由于反应堆容器的压力降低,冷却剂排出流速极大下降的事故的中间和后期阶段,相对少量(低流速)地安全注入。应注意,与商业循环式反应堆中所需的流速相比,集成反应堆的高流速小很多。
虽然安全注入的绝对量与集成反应堆极大不同,但是从事故初始阶段快速供应许多流体的情况,至事故的最后阶段连续地供应少量流体的情况,现有技术中的循环式反应堆也要求各种安全注入特性。现有技术中的氮加压安全注入水箱通常被设计成,当反应堆容器的内部压力快速下降时,以安全方式快速地注入高流速冷却剂,因而主要被用作处理大冷却剂破口失水事故的设施。此外,现有技术中的堆芯补水箱被设计成,通过使得反应堆容器和堆芯补水箱之间压力平衡后的重力水头,实施具有一注入特征的安全注入,并且其主要用于在发生非冷却剂损失事故时,以相对高压注入应急硼酸溶液。如上所述,不能通过一种安全水箱满足各种安全注入特征,因而以复杂方式使用各种系统,从而满足事故期间单个反应堆中的所需安全注入特征。
例如,i)诸如AP600、AP1000等等的无源加压水反应堆的无源安全系统中以复杂方式使用压力平衡堆芯补水箱(高压下安全注入)、加压安全注入水箱(中压下安全注入)、安全壳内补水储水箱(低压下安全注入),等等;和ii)在有源安全系统中以复杂方式使用的加压安全注入水箱(中压下安全注入)、高压安全注入泵、低压安全注入泵。
因此,需要研发一种用于以复杂方式构造的安全注入设施的装置,其根据安全注入到反应堆中的所需特征以有效注入冷却剂。
发明内容
本公开的一方面在于简化已经以复杂方式构造的安全注入设施。
本发明的另一方面在于,提供一种安全注入设施,其中冷却剂注入流速根据事故发生时到反应堆中安全注入的所需特征而变化。
为了实现上述方面,根据本公开实施例的多阶段安全注入装置可包括:安全注入水箱,其形成为容纳在发生事故时通过重力水头注入到反应堆容器内的冷却剂,在该事故中,反应堆容器的压力或水位下降;压力平衡管线,其连接至反应堆容器和安全注入水箱,以在反应堆容器和安全注入水箱之间形成压力平衡状态;安全注入管线,其连接至安全注入水箱的下端部分和反应堆容器,从而在反应堆容器和安全注入水箱之间的压力平衡状态,将冷却剂注入至反应堆容器;和流量控制管线,其从安全注入管线延伸至安全注入水箱的内部部分,并且具有各安全注入端口,各安全注入端口分别以各预定高度被注入冷却剂,以根据安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低注入反应堆容器内的冷却剂流速。
根据本公开的实例,各安全注入端口可形成预定流动阻力,以根据安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低通过流量控制管线和安全注入管线注入反应堆容器的冷却剂流速。
基于下列原理,其中总汇合通道的流动阻力,在通过两个汇合安全注入端口而非仅一个安全注入端口安全注入时降低,并且在三个汇合安全端口而非两个汇合安全端口时进一步降低。
根据本公开的另一实例,各安全注入端口可包括:第一安全注入端口,其形成在流量控制管线的下端部分处,以连续提供用于将安全注入水箱内填充的冷却剂注入到反应堆容器中的注入通道;和至少一个第二安全注入端口,其形成在离第一安全注入端口的预定高度处,以在安全注入水箱的水位变得低于预定水位之前提供用于冷却剂的注入通道。
根据本公开的另一实例,多阶段安全注入装置还可包括多个孔口,多个孔口安装在每个安全注入端口处,以调节穿过任一安全注入端口的冷却剂在与穿过另一安全注入端口的冷却剂汇合之前的冷却剂流速,并且该多个孔口被配置成分别对各安全注入端口形成预定流动阻力,以便根据反应堆中的所需安全注入特征,一步一步地实施冷却剂注入。
根据本公开的另一实例,该多阶段安全注入装置还可包括隔离阀,其被安装在压力平衡管线处,以在正常设备运行期间,阻断流体从反应堆容器注入安全注入水箱,并且被指定为在事故发生时通过控制信号开启,以通过重力水头在反应堆容器和安全注入水箱之间的压力平衡状态中实施冷却剂注入。
根据本公开的另一实例,该多阶段安全注入装置还可包括隔离阀,其被安装在安全注入管线处,以在正常设备运行期间,在反应堆容器在压力平衡状态中阻断从安全注入水箱至反应堆容器的冷却剂流动,并且被指定为发生事故时通过控制信号开启以实施从安全注入水箱至反应容器的冷却剂注入。
此外,为了实施上述任务,根据本公开,公开了一种无源安全注入系统。该无源安全注入系统可包括:堆芯补水箱,其被连接至反应堆容器,以与反应堆容器保持压力平衡状态,并且在发生事故时将冷却剂注入反应堆容器,在事故中,反应堆容器的压力或水位降低;和多阶段安全注入装置,其被连接至反应堆容器,以在堆芯补水箱的注入之后,以低于堆芯补水箱的压力,一步一步地将冷却剂注入反应堆容器,其中该多阶段安全注入装置包括:安全注入水箱,其形成为容纳在发生事故时通过重力水头注入到反应堆容器内的冷却剂,在事故中,反应堆容器的压力或水位下降;压力平衡管线,其连接至反应堆容器和安全注入水箱,以在反应堆容器和安全注入水箱之间形成压力平衡状态;安全注入管线,其连接至安全注入水箱的下端部分和反应堆容器,从而以反应堆容器和安全注入水箱之间的压力平衡状态,将冷却剂注入至反应堆容器;和流量控制管线,其从安全注入管线延伸至安全注入水箱的内部部分,并且设有各安全注入端口,各安全注入端口分别以预定高度被注入冷却剂,以根据安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低注入反应堆容器内的冷却剂流速。
根据结合本公开的一个实例,该多阶段安全注入装置还可包括隔离阀,其被安装在压力平衡管线处,以在正常设备运行期间,阻断流体从反应堆容器注入安全注入水箱,并且被指定为在事故发生时通过控制信号开启,以通过重力水头在反应堆容器和安全注入水箱之间的压力平衡状态中实施冷却剂注入。
附图说明
包含在此以提供对本发明的进一步理解,并且被包含在本说明书中并且组成其一部分的附图,例示了本发明的实施例,并且与说明书一起用于解释本发明的原理。
在附图中:
图1是例示本公开实施例的多阶段安全注入装置的概念图;
图2是例示安装有图1中例示的多阶段安全注入装置的集成反应堆的正常设备运行状态的概念图;
图3是例示当在图2中例示的集成反应堆中发生冷却剂损失事故时的安全设施操作的概念图;
图4是例示当在图1中例示的多阶段安全注入装置中发生冷却剂损失事故时的压力平衡步骤的概念图;
图5是例示图4之后的多阶段安全注入装置中的冷却剂注入步骤(中注入流速步骤)的概念图;
图6是例示图5之后的多阶段安全注入装置中的冷却剂注入步骤(低注入流速步骤)的概念图;
图7是例示图1-6所示的多阶段安全注入装置和堆芯补水箱中的实时冷却剂注入流速的图示;
图8是例示本公开另一实施例的多阶段安全注入装置的概念图;
图9是例示安装有图8中例示的多阶段安全注入装置的集成反应堆的正常设备运行状态的概念图;
图10是例示在图9中例示的集成反应堆中发生冷却剂损失事故时的安全设施的操作的概念图;
图11是例示在图8中例示的多阶段安全注入装置中发生冷却剂损失事故时的压力平衡步骤的概念图;
图12是图11之后的多阶段安全注入装置中的冷却剂注入步骤(高注入流速步骤)的概念图;
图13是图12之后的多阶段安全注入装置中的冷却剂注入步骤(中注入流速步骤)的概念图;
图14是图13之后的多阶段安全注入装置中的冷却剂注入步骤(低注入流速步骤)的概念图;和
图15是例示图8-14中所述的多阶段安全注入装置中的实时冷却剂注入流速的图示。
具体实施方式
在下文中,将参照附图更详细地描述关于本发明相的多阶段安全注入装置和具有该阶段式安全注入装置的无源安全注入系统。<0}{0>Even in differentembodiments according to the present disclosure,the same or similar referencenumerals are designated to the same or similar configurations,and the descriptionthereof will be substituted by the earlier description.<}0{>即使在根据本发明的不同实施例中,相同或类似附图标记表示相同或类似构造,以及其描述将由早期描述替代。<0}{0>Unless clearly mentioned otherwise,expressions in the singular numberused in the present disclosure may include a plural meaning.<}0{>除非明确提到,否则以单数形式在本发明中使用的术语可包括复数的意思。
图1-7是例示本公开实施例的多阶段安全注入装置的图示,并且图8-15是例示本公开另一实施例的多阶段安全注入装置的图示。
图1是例示本公开实施例的多阶段安全注入装置100的概念图。
多阶段安全注入装置100连接至反应堆容器12,并且成型为,当由于破裂、诸如管线破裂而发生冷却剂损失事故时,使用无源力将冷却剂注入反应堆容器12。然而,根据事故后的时间流逝所需的冷却剂注入流速可不恒定,因而多阶段安全注入装置100被设置成,根据时间流逝改变注入的冷却剂流速。
多阶段安全注入装置100可包括安全注入水箱100、压力平衡管线120、安全注入管线130和流量控制管线140。
安全注入水箱110形成为在其中容纳冷却剂。当发生其中反应堆容器12的压力和液位降低的冷却剂损失事故时,由于重力水头,储存在安全注入水箱110中的冷却剂从安全注入水箱110注入到反应堆容器12。重力水头,作为由重力场中的位置确定的水头,是由布置在高于反应堆容器12的位置处的安全注入水箱110形成的能量。因此,由于作为无源能量的重力水头,执行从安全注入水箱110至反应堆容器12的冷却剂注入,因而不需要从外部提供另外的能量。安全注入水箱110中除了冷却剂之外的空间充有气体(通常,使用氮气)。
压力平衡管线(反应堆压力平衡管)120连接至反应堆容器12和安全注入水箱110,以在反应堆容器12和安全注入水箱110之间形成压力平衡状态。当压力平衡管线120开启时,流体(冷却剂、蒸汽、理想流体等等)从具有相对高压的反应堆容器12流动至安全注入水箱110,并且因此反应堆容器12和安全注入水箱110彼此形成压力平衡。由于重力水头,执行从安全注入水箱110至反应堆容器12的冷却剂注入,因而应首先形成安全注入水箱110和反应堆容器12之间的压力平衡,从而注入冷却剂。可在压力平衡管线120中安装孔口(未示出),从而调节从反应堆容器12注入到安全注入水箱110中的流体流速。
可在压力平衡管线120中设置隔离阀121。设置在压力平衡管线120中的隔离阀121在正常设备运行期间保持关闭状态,从而阻断从反应堆容器12向安全注入水箱110注入流体。因此,在正常设备运行期间,由于隔离阀121,反应堆容器12和安全注入水箱110保持隔离状态,并且因此,其压力不处于平衡状态。
隔离阀121由相关系统的控制信号而开启,当在反应堆中发生事故时,由反应堆容器中的压力或水位降低才产生该控制信号。当从反应堆容器12将流体注入安全注入水箱110,以在反应堆容器12和安全注入水箱110之间形成压力平衡时,就从安全注入水箱110开始重力水头导致的冷却剂注入。
当在其中安装单一隔离阀121时,整个多阶段安全注入装置100可能由于隔离阀121的故障不运行,因此,如图所示,可在多个支管121中分别安装多个隔离阀121,其彼此独立地运行。此外,安装在压力平衡管线120中的隔离阀121可由反应堆容器12的压力、温度变化等等产生的控制信号而开启,并且隔离阀121被设计成,接收使用为交流电(AC)断电备用的电池等等的备用电源。
当隔离阀121安装在压力平衡管线120中时,仅当隔离阀120开启时,反应堆容器12和安全注入水箱110之间的压力才平衡,并且由于反应堆容器12的压力高于安全注入水箱110的压力,所以止回阀131保持关闭状态。因此,除非隔离阀121开启,否则冷却剂不从安全注入水箱110注入到反应堆容器12中,即使不在安全注入管线130中安装另外的隔离阀(未示出)时也是如此。
安全注入管线130连接至安全注入水箱110和反应堆容器12,从而将安全注入水箱110中的冷却剂注入反应堆容器12中。当由于压力平衡管线120的开启,反应堆容器12和安全注入水箱110之间的压力平衡时,填充在安全注入水箱110中的冷却剂通过安全注入管线130注入反应堆容器12中。
流量控制管线140从安全注入管线130至安全注入水箱110的内部部分延伸和形成。流量控制管线140提供用于将冷却剂注入反应堆容器12的注入通道。如图所示,流量控制管线140可垂直于安全注入水箱140的内部部分安装,但是流量控制管线140的形状可不必限于此。
流量控制管线140可包括各安全注入端口141,冷却剂分别在预定高度向其中注入,以根据安全注入水箱110的水位降低,一步一步地降低注入反应堆容器12中的冷却剂流速。冷却剂通过安全注入端口141注入流量控制管线140中,并且穿过连接至流量控制管线140的安全注入管线130,并且注入反应堆容器12中。(下文中,通过安全注入端口141的冷却剂注入,或者通过安全注入端口141的安全注入,是指将安全注入水箱110中的冷却剂通过安全注入端口141注入流量控制管线140中,然后通过安全注入管线130注入反应堆容器12中,除非本公开中有另外明确使用。)
安全注入端口141可包括第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b。第一安全注入端口141a在流量控制管线的下端部分处形成,从而在安全注入水箱12中的冷却剂几乎都被注入反应堆容器12中之前连续地提供用于冷却剂的注入通道。第二安全注入端口141b在位置141b'处形成,该位置处于离第一安全注入端口141a的预定高度,从而在安全注入水箱110的水位变得低于预定水位141b'之前提供用于冷却剂的注入通道。根据个别设备的所需安全注入特征,安全注入端口141的数目、流动阻力的大小和每个安全注入端口141之间的高度差可变化。
通过第二安全注入端口141b注入流量控制管线140的冷却剂与通过第一安全注入端口141a注入流量控制管线140的冷却剂汇合。汇合冷却剂穿过安全注入管线130,并且被注入反应堆容器12。
当开始从安全注入水箱110向反应堆容器12中注入冷却剂时,首先通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b将冷却剂注入流量控制管线140中,从而实施冷却剂注入,但是当冷却剂的水位低于第二安全注入端口141b的高度141b'时,就不再将冷却剂注入第二安全注入端口141b。因此,将被注入反应堆容器12的冷却剂仅通过第一安全注入端口141a注入流量控制管线140,然后通过安全注入管线130注入反应堆容器12。当安全注入水箱110的水位低于第二安全注入端口141b的高度时,被注入反应堆容器12的整体冷却剂流速下降的量与经第二安全注入端口141b注入并注入反应堆容器12的冷却剂流速一样大。在仅通过第一安全注入端口141a实施安全注入期间,流速的下降由流量控制管线140和安全注入管线130的总流动阻力的突然增加导致。
即使当通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b注入冷却剂时,随着安全注入水箱110内的水位下降,水头差也降低,因此根据时间的流逝,注入反应堆容器12内的冷却剂流速降低至特定程度。类似地,即使当仅通过第一安全注入端口141a执行冷却剂的安全注入时,冷却剂的注入流速根据安全注入水箱110的水位降低而逐渐下降。然而,在仅通过第一安全注入端口141a注入冷却剂的情况下,注入流速的降低速度低于通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b注入冷却剂的情况。这是因为前一种情况下,冷却剂本身的注入流速低于后一种情况。
在由于安全注入水箱110的水位降低,导致不再通过第二安全注入端口141b执行冷却剂注入及其安全注入的时刻,被注入到反应堆容器12中的冷却剂流速瞬时快速降低。这是因为,除了其水头差的简单降低之外,还去除了一个冷却剂注入通道。
可在安全注入管线130中设置止回阀131。止回阀131是这样的装置,其用于在反应堆的正常设备运行期间,阻断冷却剂从反应堆容器12以相对高的压力回流至安全注入水箱110。当由于在反应堆中发生事故导致冷却剂被从安全注入水箱110注入到反应堆容器12时,止回阀131通过重力水头开启。
通过与反应堆容器12形成平衡的压力,确定安全注入水箱110的设计压力。当在压力平衡管线120中安装隔离阀121,并且在安全注入管线130c中安装止回阀131时,在隔离阀121在事故期间开启之前,反应堆容器12和安全注入水箱110之间的压力不形成平衡,因而可应用的安全注入水箱110的设计压力低于反应堆容器12的压力。
可在每个安全注入端口141a、141b处安装孔口(未示出)以调节冷却剂流速。孔口调节冷却剂在与已经穿过任何另一安全注入端口141a、141b的冷却剂会合之前穿过任一安全注入端口141a、141b的流速。孔口形成对每个安全注入端口141a、141b的适当流动阻力,从而根据个别反应堆的要求特征,一步一步地实施适当的冷却剂注入。
如图中所示,当第二安全注入端口141b在高于第一安全注入端口141a的更高位置处形成时,与其中仅通过第一安全注入端口141a注入冷却剂的情况相比,在同时通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b注入冷却剂的情况下,孔口(未示出)形成相对小的总流动阻力,由此允许根据反应堆的要求特征,使相对更高流速的冷却剂流经安全注入管线130。
因此,与其中同时通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b注入冷却剂的情况相比,在其中仅通过第一安全注入端口141a将冷却剂注入到流量控制管线140,以实施安全注入的情况下的流速更小。如上所述设置冷却剂注入流速的原因在于,在执行相对低流速的安全注入的情况下,延长注入时间,由此长时间段(在无源安全注入系统的情况下,超过约72小时)地执行安全注入。
彼此以不同高度形成的安全注入端口141a、141b被连接至流量控制管线140,因而当安全注入水箱110中的水位降低(低于140b')时,就不再通过在更高位置处形成的第二安全注入端口141b注入冷却剂。因此,对于多阶段安全注入装置100,可通过多阶段执行从安全注入水箱110至反应堆容器12的安全注入,诸如通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b的第一阶段,以及仅通过第一安全注入端口141a的第二阶段。此外,根据个别反应堆要求的安全注入特征,设置安全注入水箱110的尺寸、安全注入端口141的高度和孔口的流动阻力,由此对于个别反应堆要求的长时间段,以持续和连续的方式注入冷却剂。
已经以复杂方式构造的现有技术中的安全注入设置具有下列问题,诸如在执行安全注入流速转换过程期间,用于对每个安全注入水箱形成压力平衡的时间延迟或交迭,但是根据本公开中提出的多阶段安全注入装置100,在其中在安全注入水箱110和反应堆容器12之间形成压力平衡的状态下,连续地执行冷却剂的流速转换,因而不导致诸如开始安全注入水箱110运行之后的流速转换期间的时间延迟或交迭的问题。此外,多阶段安全注入装置100是无源安全注入系统,因此与有源安全注入系统相比,提高了可靠性和稳定性。
下文中,将参考图2-6描述正常设备运行或发生事故期间,安装在集成反应堆或其它系统布置中的多阶段安全注入装置的操作。
图2是例示安装有图1例示的多阶段安全注入装置100的集成反应堆10的正常设备运行状态的概念图。
对于集成反应堆10,反应堆容器12被设置在安全壳建筑(或安全壳,安全容器)11内。对于集成反应堆10,诸如反应堆冷却剂泵12a、加压器12b、蒸汽发生器12c等等的主要组件被安装在上述反应堆容器12中。
从位于安全壳建筑11外部的供水系统13,通过供水管线13a将水供应给蒸汽发生器12c,并且水接收来自堆芯12d中产生的核裂变的能量,并且变为高温和高压蒸汽,并且通过蒸汽管线14a移动至位于安全壳建筑11之外的涡轮系统14。在集成反应堆10的正常设备运行期间,安装在供水管线13a和蒸汽管线14a中的隔离阀13b、14b处于开启状态。
无源余热清除系统15被安装在安全壳建筑11外部,并且连接至蒸汽管线14a和供水管线13a,从而在发生事故时从反应堆容器12除热。然而,在集成反应堆10的正常设备运行期间,隔离阀15a保持在关闭状态。
自动降压系统16被安装在安全壳建筑11中,并且被连接至反应堆容器12,从而当发生事故时降低反应堆容器12的压力。然而,在自动减压系统16中,与无源余热清除系统15类似地,在集成反应堆10的正常设备运行期间,自动降压阀16a也保持在关闭状态。
无源安全注入系统200被安装在安全壳建筑11中,并且连接至反应堆容器12,从而将冷却剂注入到容器12中。无源安全注入系统200可包括多阶段安全注入装置100和堆芯补水箱210,并且隔离阀121、211两者都在集成反应堆10的正常设备运行期间保持关闭状态。
在集成反应堆10的正常设备运行期间,用于正常设备运行的安全壳建筑隔离阀17处于开启状态,并且无源安全注入系统200、无源余热清除系统15和自动降压系统16都不运行。
图3是例示当在图2中例示的集成反应堆10中发生冷却剂损失事故时的安全设施操作的概念图。
当发生其中排出冷却剂,并且因而反应堆容器12的压力和水位降低的冷却剂损失事故、诸如管线断裂等等时,安全壳建筑隔离阀17关闭,并且安装在供水管线13a中的隔离阀13b和安装在蒸汽管线14a中的隔离阀14b也由相关系统的控制信号关闭,从而停止供水系统13和涡轮系统14的运行。
无源余热清除系统15的隔离阀15a通过相关控制信号开启。冷凝热交换器15e中的冷却剂通过止回阀15b和孔口15c注入供水管线13a中,从而从反应堆容器12清除余热,并且返回至蒸汽管线14a,以使用冷凝热交换器15e清除余热。在应急冷却水箱15d的冷却剂蒸发的同时,通过冷凝热交换器15e传递给应急冷却水箱15d的热被排出至外部大气环境。
类似地,自动降压系统16的自动降压阀16a通过相关控制信号开启,从而降低反应堆容器12的压力,由此平稳地执行从无源安全注入系统200安全注入。
堆芯补水箱210被压力平衡管线120连接至反应堆容器12,从而保持与反应堆容器12的压力平衡状态,并且通过安全注入管线130c连接至反应堆容器12,从而当发生事故时,将冷却剂注入到反应堆容器12中。因此,堆芯补水箱210通过压力平衡管线120和安全注入管线130c连接至反应堆容器12,但是每根管线的功能完全不同。来自压力平衡管线120的用于连接反应堆容器12和堆芯补水箱210的一部分始终开启,因而反应堆容器12和堆芯补水箱210保持压力平衡状态。因此,堆芯补水箱210的设计压力与反应堆容器12的一样高。
设置在堆芯补水箱210和安全注入管线130c之间的隔离阀211通过反应堆容器12的压力或温度变化产生的控制信号开启,并且堆芯补水箱210的水位产生的压力平衡式安全注入开始进入反应堆容器12。冷却剂穿过隔离阀211、止回阀212和孔口213,并且被注入到反应堆容器12中,并且此时的流速通过孔口213适当地设定为预定流速。堆芯补水箱210产生的安全注入被设计成,在事故的早期阶段操作,并且因而与下文将描述的多阶段安全注入装置100相比,该安全注入是具有相对高流速的安全注入。
当由于反应堆容器12的冷却,反应堆容器12的压力或液位进一步降低并且达到预定值,并且从破裂部分等等排出时,通过相关系统产生控制信号,从而开启安装在压力平衡管线120中的隔离阀121,由此在反应堆容器12和安全注入水箱110之间形成压力平衡。安装在压力平衡管线120中的隔离阀121被设计成,在反应堆容器的压力或水位降低至特定程度之后开启,因而施加低于堆芯补水箱210的设计压力的安全注入水箱110的设计压力,并且也在低于堆芯补水箱210的压力的压力下,执行对反应堆容器12的冷却剂注入。
参考图1,多阶段安全注入装置100产生的冷却剂注入可被分为两阶段。当堆芯补水箱210产生的冷却剂注入被设置为高安全注入流速时,可在低于堆芯补水箱210压力的压力下,以两阶段执行多阶段安全注入装置100导致的冷却剂注入,并且因此每个阶段能够被分为中安全注入流速和低安全注入流速。在低于堆芯补水箱210的高安全注入流速的压力条件下,通过多阶段安全注入装置100的第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b执行中安全注入流速,并且从其中安全注入水箱110的冷却剂水位降低至低于第二安全注入端口141b的安装位置的时间点开始,通过第一安全注入端口141a执行低安全注入流速。
堆芯补水箱210产生的高安全注入流速和多阶段安全注入装置100产生的中和低安全注入流速可分别指示相对流速,并且可根据个别反应堆所需的安全注入特征,设置每个流速。
需要从高至低流速的多阶段安全注入的原因在于反应堆的事故特征。特别地,对于集成反应堆10,堆芯的水位在事故发生的初始阶段相对快速地降低,因而要求快速地注入高流速冷却剂。无源安全注入系统200通过堆芯补水箱210执行高安全注入流速。
在发生事故之后,反应堆容器的内部压力仍然高,从事故的早期至中间阶段,冷却剂排出流速相对高,但是从事故的中期至后期阶段,反应堆的压力降低,冷却剂排出流速相对低,因而分别需要中和低安全注入流速。对于无源安全注入系统200,通过多阶段安全注入装置100一步一步地执行中和低安全注入流速。
参考图3,堆芯补水箱210的内部是空的,并且因而先前已经完成了堆芯补水箱210产生的高安全注入流速。安全注入水箱110中的冷却剂液位处于第二安全注入端口141b高度以下,因而能够看出,已经完成了中安全注入流速,并且仅通过第一安全注入端口141a执行较低安全注入流速。
下文中,将参考图4-6描述多阶段安全注入装置产生的中和低安全注入流速过程。
图4是例示了当在图1中例示的多阶段安全注入装置100中发生冷却剂损失事故时的压力平衡步骤的概念图。
当通过控制信号开启安装在压力平衡管线120中的隔离阀121时,流体通过压力平衡管线120从反应堆容器12注入安全注入水箱110。多阶段安全注入装置100是这样的安全设施,其在反应堆容器12和安全注入水箱110之间使用压力平衡方法,因此,应在开始从安全注入水箱110注入冷却剂之前,在安全注入水箱110和反应堆容器12之间形成压力平衡。
当从反应堆容器12注入流体时,安全注入水箱110内的上部部分被充以氮气和流体,氮气已经提前充入其中。高温流体从反应堆注入到低温安全注入水箱,因而可观察到轻微的时间延迟,直到压力变化为止,同时冷凝蒸汽开始在引入初始阶段开启安全注入。然后,反应堆容器12和安全注入水箱110之间的压力根据引入的流体逐渐平衡,并且通过安全注入水箱110的重力水头,开始开启安装在安全注入管线130中的止回阀131和开始安全注入。
图5是例示图4之后的多阶段安全注入装置100的冷却剂注入步骤(中注入流速步骤)的概念图。
当开始通过多阶段安全注入装置100安全注入时,通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b执行中安全注入流速,直到安全注入水箱110的水位低于第二安全注入端口141b为止。
当在第一安全注入端口141a中安装孔口(未示出)时,被安装在第一安全注入端口141a中的孔口被构造成,当以单一模式注入冷却剂时,就根据所需的反应堆特征注入冷却剂流速。类似地,当在第二安全注入端口141b中安装孔口(未示出)时,被安装在第二安全注入端口141b中的孔口被构造成,当通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b两者注入冷却剂时,根据所需反应堆的特征注入适当的冷却剂流速。
重力水头通过安全注入水箱110的水位降低而逐渐降低,甚至是通过第一安全注入端口141a和第二安全注入端口141b执行中安全注入流速时也是如此,并且被注入反应堆容器12的冷却剂流速逐渐降低。被注入反应堆容器12的冷却剂流速仅逐渐降低但是不瞬时和快速降低,直到安全注入水箱110的水位降低到低于第二安全注入端口141b的高度141b'为止。然而,当安全注入水箱110的水位降低到低于第二安全注入端口141b的高度141b'时,被注入反应堆容器12的冷却剂流速瞬时和快速降低。这是因为,当由于安全注入水箱110的水位降低,暴露第二安全注入端口141b时,安全注入端口110和流量控制管线140通过重力保持相同水位,因而不再通过第二安全注入端口141b注入冷却剂。
图6是例示图5之后的多阶段安全注入装置100中的冷却剂注入步骤(低注入流速步骤)的概念图。
由于安全注入水箱110的水位降低至低于第二安全注入端口141b的高度141b',所以不再通过第二安全注入端口141b执行冷却剂注入,而是仅通过第一安全注入端口141a执行低安全注入流速。
当在第一安全注入端口141a中安装孔口(未示出)时,通过孔口形成流动阻力,因而可通过孔口将被注入至反应堆容器12的冷却剂量调节至低流速。根据低安全流速注入的进展,安全注入水箱110中的冷却剂水位逐渐下降,并且其重力水头逐渐下降,但是不瞬时和快速下降,因为通过第一安全注入端口141a注入的冷却剂量相对小,因而重力水头的降低速度和冷却剂注入流速的降低速度非常低。
低安全注入流速可持续到安全注入水箱110中的冷却剂几乎都被注入反应堆容器12中,并且保持到要求无源反应堆中无需作员动作或应急AC电源的安全注入的时间点(约72小时)。
下文中,将参考图7描述图1-6中例示的多阶段安全注入装置100和堆芯补水箱210完成的实时安全注入流速变化。
图7是例示图1-6中描述的多阶段安全注入装置100和堆芯补水箱210中的事实冷却剂注入流速的图示。
水平轴指示从冷却剂损失事故等等发生时刻开始的时间流,而垂直轴指示多阶段安全注入装置和堆芯补水箱实现的冷却剂注入流速。
在事故的早期阶段,反应堆容器中的堆芯水位相对快速地下降,因而使用堆芯补水箱执行高安全注入流速。由于堆芯补水箱的水头下降,流量逐渐降低,即使执行高安全注入流速时也是如此。
在事故的早期阶段之后,通过多阶段安全注入装置执行中和低安全注入流速。堆芯补水箱和多阶段安全注入装置的运行和注入时间根据反应堆的事故条件而变化,因而,多阶段安全注入装置的安全注入开始时间延迟,或者在多阶段安全注入装置致动后的压力平衡状态中,堆芯补水箱和多阶段安全注入装置的冷却剂注入交迭现象是不可避免的物理现象。然而,当在多阶段安全注入装置中执行从中流速至低流速的流速改变时,如图所示,不发生冷却剂注入的交迭或延迟。
当开始通过多阶段安全注入装置进行中流速安全注入,并且停止通过堆芯补水箱进行高流速安全注入时,安全注入的流速瞬时降低。之后,在通过多阶段安全注入装置实施中安全注入流速时,由于水头降低,冷却剂注入的流速逐渐降低。
当安全注入水箱的水位降低至低于第二安全注入管线的安装高度时,冷却剂注入的流速瞬时并且快速降低,从而实施低安全注入流速。流速降低持续,甚至是实施低安全注入流速时也是如此,但是降低速度相对低,并且执行连续安全注入,从而保持安全注入反应堆所需的时间段。
如上所述,根据本公开的多阶段安全注入装置可形成为,根据反应堆的所需安全注入特征,一步一步地降低冷却剂注入流速,由此长时间段地注入冷却剂。
下文中,将参考图8-15描述结合本公开另一实施例的多阶段安全注入装置。将由较早说明代替先前在图1-7中例示的多余说明。
图8是例示根据本公开的另一实施例的多阶段安全注入装置300的概念图。
多阶段安全注入装置300形成为,当发生事故时将冷却剂注入反应堆容器22中,并且可包括安全注入水箱310、压力平衡管线320、安全注入管线330和流量控制管线340。
安全注入水箱310形成为,包括当发生其中反应堆容器22的压力或液位降低的事故时将被注入反应堆容器22中的冷却剂。安全注入水箱310全部充满冷却剂(硼酸溶液)。
压力平衡管线320被连接至反应堆容器22和安全注入水箱310,从而在反应堆容器22和安全注入水箱310之间形成压力平衡状态。与图1中例示的多阶段安全注入装置100的不同在于,在压力平衡管线320中不安装隔离阀。因此,压力平衡管线320始终保持开启状态,并且当反应堆容器22的压力不仅在发生事故时变化,而且也在正常设备运行时变化时,流体被从反应堆容器22注入安全注入水箱310,从而在短时间段内保持压力平衡。对于压力平衡管线320,可安装孔口(未示出),以根据设计特征限制从反应堆容器22注入的流体流速。
当如上所述保持反应堆容器22和安全注入水箱310之间的压力平衡时,安全注入水箱310的设计压力应被设计成与在反应堆容器22的压力一样高。
安全注入管线330连接至安全注入水箱310和反应堆容器22,从而在事故时,在反应堆容器22和安全注入水箱310之间的压力平衡状态下,将冷却剂注入反应堆容器22。
流量控制管线340从安全注入管线330至安全注入水箱310的内部部分延伸和形成,并且分别在预定高度处设有至少两个安全注入端口341,从而根据安全注入水箱310的水位降低,一步一步地降低注入反应堆容器22的冷却剂流速。
如图8中例示的,安全注入端口341可包括多个安全注入端口,诸如在流量控制管线340的下端部分处形成的第一安全注入端口341a,在离第一安全注入端口341a预定高度的流量控制管线340位置处形成的第二安全注入端口341b,以及在离第二安全注入端口341b预定高度的流量控制管线340位置处形成的第三安全注入端口341c。
由于在事故发生时,冷却剂从安全注入水箱310注入到反应堆容器22中,所以安全注入水箱310的水位逐渐下降。当最初开始冷却剂注入时,通过第一安全注入端口341a、第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c注入冷却剂。当随着实施冷却剂注入,安全注入水箱310的冷却剂液位低于第三安全注入端口341c的高度341c'时,就不再通过第三安全注入端口341c注入冷却剂,并且仅通过第一安全注入端口341a和第二安全注入端口341b注入冷却剂。然后,当开始不通过第三安全注入端口341c注入冷却剂时,冷却剂的注入流速瞬时和快速地下降。
当随着进一步实施冷却剂注入,安全注入水箱310的水位低于第二安全注入端口341b的安装高度时,就不再通过第二安全注入端口341b注入冷却剂,并且仅通过第一安全注入端口341a注入冷却剂。类似地,当开始不通过第二安全注入端口341b注入冷却剂时,冷却剂的注入流速瞬时和快速地下降。
可将其中通过所有第一安全注入端口341a、第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c注入冷却剂的情况下的注入流速,称为高安全注入流速,并且可将通过第一安全注入端口341a和第二安全注入端口341b注入冷却剂的情况下的注入流速,称为中安全注入流速,并且可将仅通过第一安全注入端口341a注入冷却剂的情况下的注入流速,称为低安全注入流速。高、中和低流速分别是相对值,并且可根据安全注入水箱310的尺寸、安全注入端口341的高度和每个安全注入端口341的流动阻力不同地设计。
形成不同流动阻力的原因是为了提供高、中和低安全注入流速阶段,以及冷却剂注入所需的不同时间段。当发生事故时,应快速地注入相对高流速的冷却剂,而在事故的中期和后期阶段,需要长时间地注入相对低流速的冷却剂。
多阶段安全注入装置300被配置成,通过每个安全注入端口341或安装在每个安全注入端口341中的孔口(未示出)形成不同的流动阻力,因而被设计成在反应堆中发生事故之后的时间内调节注入流速和所需的冷却剂注入时间。
隔离阀332被设置在安全注入管线330中。在正常设备运行期间,隔离阀332被保持为关闭状态,从而阻碍冷却剂从安全注入水箱310注入到反应堆容器22中。当事故发生时,隔离阀332通过相关系统的控制信号开启。反应堆容器22和安全注入水箱310已经处于压力平衡状态,因而随着隔离阀332开启,就开始从安全注入水箱310注入冷却剂。
隔离阀332可被设计成,接收为应急交流电断电准备的电池等等的备用,并且可分别对多根支路333安装多个隔离阀332,从而防止由于单个隔离阀故障,导致整个多阶段安全注入装置330的运行停止。
图9是例示安装有图8中例示的多阶段安全注入装置300的集成反应堆的正常设备运行状态的概念图。
多阶段安全注入装置300安装在集成反应堆20的安全壳建筑21中,并且通过压力平衡管线320和安全注入管线330连接至反应堆容器22。通常由多节组成的安全注入水箱310安装在高于反应堆容器22的位置处,用于通过重力水头进行冷却剂注入。在正常设备运行期间,隔离阀在多阶段安全注入装置300中处于关闭状态。
图9中例示的集成反应堆20与图2中例示的集成反应堆10不同在于,不存在堆芯补水箱,并且增加多阶段安全注入装置300的安全注入端口341c,从而取代堆芯补水箱的作用,并且隔离阀332安装在安全注入管线330,而非压力平衡管线320中。
安全注入水箱310通过压力平衡管线320连接至反应堆容器22,并且压力平衡管线320始终开启,安全注入水箱310的设计压力与反应堆容器22的压力一样高。因此,设计有高压力的安全注入水箱310起堆芯补水箱的作用,在图2中发生事故时,堆芯补水箱已经将高流速的冷却剂注入到反应堆容器22中。为了高、中和低流速地多阶段安全注入,在流量控制管线340中安装三个安全注入端口341。
图10是当在图9中例示的集成反应堆20中发生冷却剂损失事故时安全设施的操作的概念图。
当冷却剂损失事故,诸如管线破裂27a等等发生,并且反应堆容器22的压力或水位降低时,安装在安全注入管线330中的隔离阀332通过相关系统的控制信号开启,并且开始从多阶段安全注入装置300向反应堆容器22中的安全注入。
安全注入水箱310的冷却剂液位在图10中处于第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c之间,因而不再通过第三安全注入端口341c注入冷却剂,并且能够看出,高流速安全注入阶段已经结束。通过第一安全注入端口341a和第二安全注入端口341b执行安全注入,因此,图10例示了中流速安全注入阶段。
图11是例示当在图8中例示的多阶段安全注入装置300中发生冷却剂损失事故时的压力平衡步骤的概念图。
当在事故发生时由相关系统产生控制信号时,被安装在安全注入管线330中的隔离阀332通过控制信号开启,并且由于重力水头,开始安全注入冷却剂。流体从反应堆容器22通过压力平衡管线320注入到安全注入水箱310中,因此反应堆容器22和安全注入水箱310保持压力平衡状态。
图12是例示图11之后的多阶段安全注入装置300中的冷却剂注入步骤(高流速注入步骤)的概念图。
在事故的初始阶段,安全注入水箱310中的冷却剂通过第一安全注入端口341a、第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c注入到反应堆容器22中。与其中仅通过第一安全注入端口341a一条通道注入冷却剂的情况相比,在通过第一安全注入端口341a、第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c三条通道注入冷却剂的情况下,总流动阻力降低,因此,当事故发生时,高流速的冷却剂被注入到反应堆容器22中。
由于冷却剂水位降低,重力水头逐渐减小,直到安全注入水箱310的冷却剂液位降低至低于第三安全注入端口341c的高度341c',并且因此冷却剂注入流速逐渐降低。然后,在安全注入水箱310的冷却剂液位降低至低于第三安全注入端口341c的高度341c'的时刻,冷却剂注入流速瞬时和快速降低。
图13是例示图12之后的多阶段安全注入装置300中的冷却剂注入步骤(中流速注入步骤)的概念图。
安全注入水箱310的冷却剂液位降低至低于第三安全注入端口341c的高度341c',因此冷却剂不被注入到第三安全注入端口341c中,而是仅通过第一安全注入端口341a和第二安全注入端口341b执行中安全注入流速。
在执行中安全注入流速时,安全注入水箱310的冷却剂液位连续下降,并且从安全注入水箱310向反应堆容器22中的冷却剂注入量逐渐降低。在安全注入水箱310的冷却剂液位降低至低于第二安全注入端口341b的高度341b'的时刻,就不再通过第二安全注入端口341b注入冷却剂,并且注入反应堆容器22的冷却剂流速瞬时和快速降低。
图14是例示图13之后的多阶段安全注入装置300中的冷却剂注入步骤(低流速注入步骤)的概念图。
安全注入水箱310的水位降低至低于第二安全注入端口341b的高度341b',因此仅通过第一安全注入管线330a执行从安全注入水箱310到反应堆容器22中的安全注入,因此实施低流速安全注入。
与通过第一安全注入端口341a和第二安全注入端口341b的两条通道实施冷却剂注入的情况,以及与通过第一安全注入端口341a、第二安全注入端口341b和第三安全注入端口341c的三条通道实施冷却剂注入的情况相比,在仅通过第一安全注入端口341a一条通道实施冷却剂注入的情况下,流动阻力相对更大,因此能够长时间段地执行低流速安全注入。低流速安全注入持续到几乎所有的安全注入水箱310的冷却剂都被注入反应堆容器22中,并且能够根据安全注入水箱310的设计调节注入时间。目前,不需要操作员动作的无源安全系统运行或者无源反应堆20中的应急AC电源要求的时间约为72小时。
图15是例示图8-14中描述的多阶段安全注入装置300的实时冷却剂注入流速的图示。
在多阶段安全注入装置中,高、中和低流速安全注入都从安全注入水箱执行。在事故发生时,在短时间段内执行高流速安全注入。然后,在事故的早期和中期阶段,执行中流速安全注入,从而在比高流速阶段更长的时间段内实施安全注入。最后,在事故的中期和后期阶段时,在平稳降低其注入速度的同时,长时间段地执行低流速安全注入。
当从反应堆容器注入到低温的安全注入水箱期间,高温流体冷凝时,在开启安全注入水箱的初始阶段出现临时注入开始时间延迟现象。然而,在通过多阶段安全注入装置开始冷却剂注入之后,在其中已经在反应堆容器和安全注入水箱之间形成了压力平衡的状态下,可执行流速转换,因此,可在如图15中所示的流速转换过程期间,持续和连续地注入冷却剂而不导致冷却剂注入延迟或交迭问题。
上述多阶段安全注入装置可根据反应堆要求的安全注入特征,分多阶段用单一型安全注入水箱注入冷却剂。因此,具有多阶段安全注入装置的反应堆可有效地使用安全注入水箱内的冷却剂,因此可根据反应堆的所需安全注入特征,不向每种压力条件提供另外的安全注入设施,由此简化了设施,以及降低了经济成本。
本公开不仅能够应用于集成反应堆,而且也能够应用于循环式反应堆,其用于将堆芯补水箱的性能改变为多个阶段。在循环式反应堆中,反应堆容器相应于反应堆冷却剂系统。
包括多阶段安全注入装置的无源安全注入系统可形成为完全无源型,因而能够在事故发生时无源系统所需的时间段内仅使用系统中所含的自然力、诸如气体压力或重力执行安全功能,不使用诸如泵的有源装置,也不使用操作者动作。因此,不需要应急AC电力系统,提高了安全注入系统的可靠性和反应堆的安全性。
多阶段安全注入装置的流速变化特征也可应用于安全注入水箱的性能提升,因而上述实施例的构造和方法可不必限于集成反应堆中的无源安全注入系统。
根据上述实施例的构造和方法将可不以限制方式应用于上述多阶段安全注入装置,和具有该装置的无源安全注入系统,并且可选择性地组合和构造每个实施例的全部或部分,以做出其各种变型。
根据具有上述构造的本公开,能够将由于作为所需安全注入特征以复杂方式使用的各种安全注入设施简化为单一型设施的反应堆。
此外,根据本公开,可根据开始冷却剂注入之后的安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低注入反应堆容器的冷却剂流速,并且能够通过单一型设施,根据按照事故后的时间流逝而变化的反应堆所需安全注入特征,注入冷却剂。

Claims (8)

1.一种多阶段安全注入装置,包括:
安全注入水箱,所述安全注入水箱形成为容纳在发生事故时通过重力水头注入到反应堆容器内的冷却剂,在所述事故中,所述反应堆容器的压力或水位下降;
压力平衡管线,所述压力平衡管线连接至所述反应堆容器和所述安全注入水箱,以在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间形成压力平衡状态;
安全注入管线,所述安全注入管线被连接至所述安全注入水箱的下端部分和所述反应堆容器,从而在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间的压力平衡状态下,将冷却剂注入至所述反应堆容器;和
流量控制管线,所述流量控制管线从所述安全注入管线延伸至所述安全注入水箱的内部部分,并且设有各安全注入端口,所述各安全注入端口分别以预定高度被注入冷却剂,以根据所述安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低注入所述反应堆容器内的冷却剂流速。
2.根据权利要求1所述的多阶段安全注入装置,其特征在于,所述各安全注入端口形成预定流动阻力,以根据所述安全注入水箱的所述水位降低,一步一步地降低通过所述流量控制管线和所述安全注入管线注入所述反应堆容器的冷却剂流速。
3.根据权利要求1所述的多阶段安全注入装置,其特征在于,所述安全注入端口包括:
第一安全注入端口,所述第一安全注入端口形成在所述流量控制管线的下端部分处,以连续提供用于将所述安全注入水箱内填充的冷却剂注入到所述反应堆容器中的注入通道;和
至少一个第二安全注入端口,所述第二安全注入端口形成在离所述第一安全注入端口的预定高度处,以在所述安全注入水箱的水位变得低于预定水位之前提供用于冷却剂的注入通道,。
4.根据权利要求1所述的多阶段安全注入装置,其特征在于,还包括:
多个孔口,所述多个孔口安装在每个安全注入端口处,从而调节穿过任何一个注入端口的冷却剂在与穿过另一安全注入端口的冷却剂汇合之前的流速,并且所述多个孔口构造成分别形成对所述各安全注入端口的预定流动阻力。
5.根据权利要求1所述的多阶段安全注入装置,其特征在于,还包括:
隔离阀,所述隔离阀安装在所述压力平衡管线处,以在正常设备运行期间,阻断流体从所述反应堆容器注入所述安全注入水箱,并且被指定为在事故发生时通过控制信号开启,以在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间的压力平衡状态中通过重力水头实施冷却剂注入。
6.根据权利要求1所述的多阶段安全注入装置,其特征在于,还包括:
隔离阀,所述隔离阀安装在所述安全注入管线处,以在正常设备运行期间,在与所述反应堆容器压力平衡的状态下阻断从所述安全注入水箱至所述反应堆容器的冷却剂流动,并且被指定为在事故发生时通过控制信号开启,以实施从所述安全注入水箱至所述反应容器的冷却剂注入。
7.一种无源安全注入系统,包括:
堆芯补水箱,所述堆芯补水箱连接至反应堆容器,以与所述反应堆容器保持压力平衡状态,并且在发生事故时将冷却剂注入所述反应堆容器,在所述事故中,所述反应堆容器的压力或水位降低;和
多阶段安全注入装置,所述多阶段安全注入装置连接至所述反应堆容器,以在所述堆芯补水箱的注入之后,以低于所述堆芯补水箱的压力,一步一步地将冷却剂注入所述反应堆容器,
其中所述多阶段安全注入装置包括:
安全注入水箱,所述安全注入水箱形成为容纳在发生事故时通过重力水头注入到所述反应堆容器内的冷却剂,在所述事故中,所述反应堆容器的压力或水位下降;
压力平衡管线,所述压力平衡管线连接至所述反应堆容器和安全注入水箱,以在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间形成压力平衡状态;
安全注入管线,所述安全注入管线连接至所述安全注入水箱的下端部分和所述反应堆容器,从而在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间的压力平衡状态下,将冷却剂注入至所述反应堆容器;和
流量控制管线,所述流量控制管线从所述安全注入管线延伸至所述安全注入水箱的内部部分,并且设有各安全注入端口,所述各安全注入端口分别以预定高度被注入冷却剂,以根据所述安全注入水箱的水位降低,一步一步地降低注入所述反应堆容器内的冷却剂流速。
8.根据权利要求7所述的无源安全注入系统,其特征在于,还包括:
隔离阀,所述隔离阀安装在所述压力平衡管线处,以在正常设备运行期间,阻断流体从所述反应堆容器注入所述安全注入水箱,并且被指定为在事故发生时通过控制信号开启,以在所述反应堆容器和所述安全注入水箱之间的压力平衡状态中通过重力水头实施冷却剂注入。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105139902A (zh) * 2015-07-01 2015-12-09 中国核电工程有限公司 一种核电厂改进型中压安注系统
CN106384609A (zh) * 2016-10-31 2017-02-08 中国核动力研究设计院 一种新型反应堆的堆芯补水箱安注实验模拟系统
CN109448873A (zh) * 2018-12-04 2019-03-08 中国核动力研究设计院 一种改进型安注箱
CN113661547A (zh) * 2020-01-07 2021-11-16 中广核研究院有限公司 核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11373768B2 (en) * 2013-03-12 2022-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow
JP2016535241A (ja) 2013-03-15 2016-11-10 ビーダブリューエックスティー エムパワー、インコーポレイテッド 長期的な原子炉冷却のための受動的技術
CN105427903A (zh) * 2015-12-11 2016-03-23 哈尔滨工程大学 核电站气液增压泵再循环安全注射系统
GB2559034B (en) * 2017-12-01 2019-05-08 Rolls Royce Power Eng Plc Safety system
CN109903863B (zh) * 2017-12-11 2024-02-20 华龙国际核电技术有限公司 一种安全注入系统及核电系统
CN111370153B (zh) * 2020-03-09 2022-07-29 苏州热工研究院有限公司 核电厂非能动脉冲冷却方法以及系统
KR102348091B1 (ko) 2020-04-01 2022-01-10 한국원자력연구원 증기 발생기 사고 대처 시스템
CN111916233A (zh) * 2020-08-13 2020-11-10 中国核动力研究设计院 一种小型压水堆非能动与能动相结合的安全注射系统

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4510118A (en) * 1981-10-16 1985-04-09 Framatome & Cie. Device for safety injection on a pressurized-water nuclear reactor
JPS61228391A (ja) * 1985-04-02 1986-10-11 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
US5329564A (en) * 1993-04-30 1994-07-12 The Babcock & Wilcox Company Passive cooling system for a nuclear reactor
KR20010076568A (ko) * 2000-01-26 2001-08-16 이종훈 원자로의 안전주입 시스템

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100577474B1 (ko) * 2004-06-16 2006-05-10 한국원자력연구소 일체형 원자로 저유량 안전등급 급수 시스템
KR100856501B1 (ko) * 2007-04-06 2008-09-04 한국원자력연구원 피동살수계통을 이용한 일체형원자로 안전설비
KR100934024B1 (ko) * 2008-03-20 2009-12-28 한국원자력연구원 안전주입탱크

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4510118A (en) * 1981-10-16 1985-04-09 Framatome & Cie. Device for safety injection on a pressurized-water nuclear reactor
JPS61228391A (ja) * 1985-04-02 1986-10-11 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
US5180543A (en) * 1989-06-26 1993-01-19 Westinghouse Electric Corp. Passive safety injection system using borated water
US5329564A (en) * 1993-04-30 1994-07-12 The Babcock & Wilcox Company Passive cooling system for a nuclear reactor
KR20010076568A (ko) * 2000-01-26 2001-08-16 이종훈 원자로의 안전주입 시스템

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105139902A (zh) * 2015-07-01 2015-12-09 中国核电工程有限公司 一种核电厂改进型中压安注系统
CN105139902B (zh) * 2015-07-01 2018-10-12 中国核电工程有限公司 一种核电厂改进型中压安注系统
CN106384609A (zh) * 2016-10-31 2017-02-08 中国核动力研究设计院 一种新型反应堆的堆芯补水箱安注实验模拟系统
CN109448873A (zh) * 2018-12-04 2019-03-08 中国核动力研究设计院 一种改进型安注箱
CN113661547A (zh) * 2020-01-07 2021-11-16 中广核研究院有限公司 核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法

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