CN104064231A - 核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统 - Google Patents

核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，用于为核反应堆的压力容器和/或安全壳提供冷却流体，该应急冷却系统包括用于存储冷却流体的换料水箱，所述换料水箱包括位于所述安全壳外部的第一部分，所述第一部分与所述安全壳底部相连通，并使得汇集于所述安全壳底部的冷却流体能够流入所述第一部分。本发明可以实现应急冷却连续运行不切换。

Description

核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统
技术领域
本发明涉及核电技术，特别涉及一种核反应堆应急冷却系统。
背景技术
随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，在相关技术的核电站中，当发生失水事故和/或二回路主蒸汽管道破裂事故时，采取的措施包括：（1）安全注射系统的安注泵从安全壳外高于地面高度的换料水箱内抽取冷却流体注入压力容器，从冷管段注入通过热管段或者冷管段排出到安全壳内的地坑；（2）喷淋系统的喷淋泵从安全壳内高于地面高度的换料水箱内抽取冷却流体对安全壳进行喷淋冷却，冷却流体最后进入安全壳内的地坑。
当安全壳内外高于地面高度的换料水箱中的冷却剂被安注泵和喷淋泵抽空时，安注泵和喷淋泵就要切换到安全壳内的地坑抽水再次对堆芯进行冷却和对安全壳进行继续喷淋冷却。然而，当安注泵和喷淋泵在从安全壳外高于地面高度的换料水箱抽水切换到安全壳内地坑抽水时可能会发生切换失效，导致堆芯失去冷却和安全壳失去喷淋，造成堆芯损坏和安全壳压力超过设计值。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，提供一种核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，用于为核反应堆的压力容器和/或安全壳提供冷却流体，该应急冷却系统包括用于存储冷却流体的换料水箱，所述换料水箱包括位于所述安全壳外部的第一部分，所述第一部分与所述安全壳底部相连通，并使得汇集于所述安全壳底部的冷却流体能够流入所述第一部分。
优选地，所述换料水箱包括位于所述安全壳内的第二部分，所述第二部分用于收集来自喷淋系统和热管段或者冷管段排出的流体，并分别与所述安全壳内部以及所述第一部分相连通。
优选地，所述换料水箱包括将所述第一部分与所述第二部分相隔离的隔离装置，所述隔离装置包括将所述第一部分与所述第二部分之间通断的阀门。
优选地，所述换料水箱包括底壁和与所述底壁相连的侧壁，所述隔离装置由所述安全壳的侧壁延伸至所述底壁。
优选地，所述换料水箱包括底壁、与所述底壁相连的侧壁以及覆盖于所述第二部分上的顶壁。
优选地，所述换料水箱具备与所述安全壳相当的承压能力。
优选地，所述应急冷却系统包括安全注射单元和/或安全壳喷淋单元。
优选地，所述安全壳喷淋单元包括设置于所述安全壳内的喷淋装置、将所述喷淋装置与所述换料水箱相连的喷淋管道以及连接于所述喷淋管道中的喷淋泵和喷淋阀。
优选地，所述安全注射单元包括将所述换料水箱与所述压力容器相连的安注管道以及设置于所述安注管道上的安注动力装置和安注阀。
优选地，所述换料水箱位于所述安全壳的底面所在的平面以下，所述第二部分的容积远小于所述第一部分的容积，所述第二部分的开口在所述安全壳底面所占据的面积远小于所述安全壳底面的面积。
本发明的有益效果是：与相关技术相比，当发生失水事故和/或二回路主蒸汽管道破裂事故时，本发明提供的所述换料水箱位于安全壳外部的第一部分与所述安全壳底部相连通，使得来自喷淋系统和热管或者冷管段排出的流体汇集于所述安全壳底部后，能够流入所述第一部分，从而可以实现应急冷却连续运行不切换。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明一些实施例中的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统的结构示意图；
图2是本发明另一些实施例中的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
以下结合具体实施例和说明书附图对本发明做进一步详细说明。
图1示出了本发明一些实施例中的核岛1，其包括压力容器10、容纳压力容器10的安全壳20以及核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统。压力容器10用于容纳反应堆堆芯（未图示），并承受堆芯巨大运行压力。安全壳20用于在反应堆发生失水事故和/或二回路主蒸汽管道破裂事故时，承受内压，容纳喷射出的汽水混合物，防止或减少放射性物质向环境释放。应急冷却系统用于在反应堆发生失水事故和/或二回路主蒸汽管道破裂事故时，缓解事故后果，限制事故蔓延。
安全壳20在一些实施例中可采用钢筋混凝土制成，其包括基础21以及设置于基础21上的侧壁22和顶壁23，侧壁22和顶壁23的厚度在一些实施例中可为0.9～2.0米。在一些实施例中，为了提高强度，还可以在安全壳20的里面形成一层9mm厚的钢衬（未图示），如此，可以使安全壳20足以抵挡外来物体的撞击。
核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统在一些实施例中可包括换料水箱30以及与换料水箱30相连的安全注射单元40和安全壳喷淋单元50。换料水箱30用于储存冷却流体，安全注射单元40在反应堆发生失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故时，用于向堆芯紧急注入冷却流体，防止堆芯因失水而造成烧毁；喷淋单元50用于喷淋冷却流体，使安全壳20内水蒸汽凝结下来，降低安全壳20内压力和温度。
换料水箱30在一些实施例中可设置于安全壳20的基础21的上表面（即安全壳20的底面）所在的平面以下，其包括位于安全壳20以外的第一部分31以及位于安全壳20以内与第一部分31相连通的第二部分32，第二部分32还与安全壳20的底部相连通。在一些实施例中，第一部分31的容积远大于第二部分32的容积（例如，第一部分31的容积为第二部分32的容积的两倍以上），以主要用于存储冷却流体。该第二部分32的开口在安全壳20底面所占据的面积远小于安全壳20底面的面积，其主要用来收集失水事故或二回路主蒸汽管道破裂事故中从破口流出的冷却流体和喷淋的冷却流体，以保证换料水箱30内有足够的冷却剂供给安注泵和喷淋泵连续不断的使用。如此，一个方面可以提高核电厂的可靠性和安全性，另一个方面可以节省安全壳20内设备布置空间，再一个方面建造成本低，经济性好。
可以理解地，换料水箱30在一些实施例中也可以不包括第二部分32，而是通过管道与安全壳20的底部相连通。再可以理解地，安全设备1的换料水箱30的数量可以两个或两个以上，且该两个或两个以上的换料水箱30之间由管道相互连通，每个换料水箱30均对应设置一个应急冷却系统。
换料水箱30在一些实施例中可包括底壁33、与底壁33相连的侧壁34以及与侧壁34相连的顶壁35。其中，侧壁34位于安全壳20内的部分与安全壳20的基础21相连，顶壁35覆盖于第一部分31上，并将侧壁34位于安全壳20外的部分与安全壳20的侧壁22相连。底壁33、侧壁34以及顶壁35均可采用钢筋混凝土制成，并具备相当的厚度，以使得换料水箱30具备与安全壳20相当的承压能力。该第二部分32未被覆盖，而直接与安全壳20底部相连通。
安全注射单元40在一些实施例中可包括将换料水箱30与压力容器10相连通的高压安全注射管道41和低压安全注射管道42，以及分别设置于高压安全注射管道41和低压安全注射管道42上的高压安注泵411和低压按住泵421，以及。在一些实施例中，该高压安全注射管道41与该低压安全注射管道42共用进水口，该进水口从换料水箱30的第一部分31的底壁33或者侧壁34穿入，以引出冷却流体。进一步地，该进水口上还可以设置过滤装置43，以过滤进入管道的冷却流体中的杂质，防止管道的堵塞等。高压安全注射管道41和低压安全注射管道42还可分别设置安注阀AG1和AD1，以分别控制相应的管道的开闭。
安全壳喷淋单元50在一些实施例中可包括设置于安全壳20内的喷淋装置51、将喷淋装置51和换料水箱30相连通的喷淋管道52以及设置于喷淋管道52上的喷淋泵53和喷淋阀P1、P2。喷淋管道52的进水口从换料水箱30的第二部分32的侧壁34或者底壁33穿入，以引出冷却流体。
以下结合工作过程对本发明做进一步地阐述。
安全设备1对安全壳20进行喷淋作业时，首先打开喷淋阀P1和P2，然后启动喷淋泵53。喷淋泵53从换料水箱30吸水，冷却流体经喷淋管道52送入安全壳20内的喷淋装置51。经喷淋装置51喷出的冷却流体对安全壳20内蒸汽进行冷却以后，汇集到安全壳20底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，从而可实现喷淋作业连续喷淋不切换。
安全设备1进行高压安注作业时，首先打开安注阀A1和AG1，然后启动高压安注泵411。高压安注泵411从换料水箱30吸水，冷却流体经管道送入压力容器10。冷却流体对压力容器10内的堆芯进行冷却以后，汇集到安全壳20的底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，实现高压安注作业连续安注不切换。
安全设备1进行低压安注作业时，首先打开安注阀A1和AD1，然后启动高压安注泵421。高压安注泵421从换料水箱30吸水，冷却流体经管道送入压力容器10。冷却流体对压力容器10内的堆芯进行冷却以后，汇集到安全壳20的底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，实现高压安注作业连续安注不切换。
图2示出了本发明一些实施例中的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统2，该安全设备2与上述安全设备1的结构类似，两者主要区别在于：（1）安全设备2的换料水箱30的第一部分31和第二部分32之间设置隔离装置36，该隔离装置36上设置有阀门360以控制第一部分31和第二部分32之间的连通与否；（2）安全设备2的换料水箱30的第一部分31不具备或具备上述安全设备1的顶壁35；（3）安注泵的进水口可以安装在换料水箱30的第一部分的底壁33或者第二部分的底壁33，或者侧壁34；（4）喷淋泵的进水口可以安装在换料水箱30的第一部分的底壁33或者第二部分的底壁33，或者侧壁34。
隔离装置36在一些实施例中可采用钢筋混凝土或者钢板制成，其从安全壳20的侧壁22一直延伸至换料水箱30的底部33上，且具备相当的厚度，以使得换料水箱30具备与安全壳20相当的承压能力。阀门360在一些实施例中可为爆破阀门或电动阀等。
安全设备2对安全壳20进行喷淋作业时，首先打开阀门360、喷淋阀P1和P2，然后启动喷淋泵53。喷淋泵53从换料水箱30吸水，冷却流体经喷淋管道52送入安全壳20内的喷淋装置51。经喷淋装置51喷出的冷却流体对安全壳20内蒸汽进行冷却以后汇集到安全壳20底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，从而可实现喷淋作业连续喷淋不切换。
安全设备2进行高压安注作业时，首先打开阀门360、安注阀A1和AG1，然后启动高压安注泵411。高压安注泵411从换料水箱30吸水，冷却流体经管道送入压力容器10。冷却流体对压力容器10内的堆芯进行冷却以后，汇集到安全壳20的底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，实现高压安注作业连续安注不切换。
安全设备2进行低压安注作业时，首先打开阀门360、安注阀A1和AD1，然后启动高压安注泵421。高压安注泵421从换料水箱30吸水，冷却流体经管道送入压力容器10。冷却流体对压力容器10内的堆芯进行冷却以后，汇集到安全壳20的底部，然后再回流到换料水箱30的第二部分32中，进而再进入到第一部分31中，实现高压安注作业连续安注不切换。
以上所述仅是本发明的优选实施方式，本发明的保护范围并不仅局限于上述实施例，凡属于本发明思路下的技术方案均属于本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，用于为核反应堆的压力容器和/或安全壳提供冷却流体，该应急冷却系统包括用于存储冷却流体的换料水箱，其特征在于，所述换料水箱包括位于所述安全壳外部的第一部分，所述第一部分与所述安全壳底部相连通，并使得汇集于所述安全壳底部的冷却流体能够流入所述第一部分。
2.根据权利要求1所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱包括位于所述安全壳内的第二部分，所述第二部分用于收集来自喷淋系统和热管段或者冷管段排出的流体，并分别与所述安全壳内部以及所述第一部分相连通。
3.根据权利要求2所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱包括将所述第一部分与所述第二部分相隔离的隔离装置，所述隔离装置包括将所述第一部分与所述第二部分之间通断的阀门。
4.根据权利要求3所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱包括底壁和与所述底壁相连的侧壁，所述隔离装置由所述安全壳的侧壁延伸至所述底壁。
5.根据权利要求3所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱包括底壁、与所述底壁相连的侧壁以及覆盖于所述第一部分上的顶壁。
6.根据权利要求4或5所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱具备与所述安全壳相当的承压能力。
7.根据权利要求2-5任一项所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，该应急冷却系统包括安全注射单元和/或安全壳喷淋单元。
8.根据权利要求7所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述安全壳喷淋单元包括设置于所述安全壳内的喷淋装置、将所述喷淋装置与所述换料水箱相连的喷淋管道以及连接于所述喷淋管道中的喷淋泵和喷淋阀。
9.根据权利要求7所述的应急冷却系统，其特征在于，所述安全注射单元包括将所述换料水箱与所述压力容器相连的安注管道以及设置于所述安注管道上的安注动力装置和安注阀。
10.根据权利要求2-5任一项所述的核反应堆安全壳外低置换料水箱应急冷却系统，其特征在于，所述换料水箱位于所述安全壳的底面所在的平面以下，所述第二部分的容积远小于所述第一部分的容积，所述第二部分的开口在所述安全壳底面所占据的面积远小于所述安全壳底面的面积。
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