CN104167229A - 非能动安全壳冷凝水注入系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种非能动安全壳冷凝水注入系统，包括：第一集水装置、分别与第一集水装置和压力容器直接注入管线相连的第一冷凝水注入管线、以及设置在第一冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第一阀门机构。第一集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第一集水沟槽，第一集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-75%处。在发生严重事故情况时，本发明的系统能够利用自身特有的高位压差，将冷凝水完全注入堆芯，确保反应堆的安全；能够收集来自安全壳内壁的冷凝水，并将收集的冷凝水直接注入堆芯，冷却堆芯熔融物。本发明结构简单，可靠性高，适用于多种堆型的核电站。

Description

非能动安全壳冷凝水注入系统

技术领域

本发明涉及核反应堆安全设计技术，具体涉及一种用于严重事故冷却堆芯熔融物的非能动安全壳冷凝水注入系统。

背景技术

在核电站设计中，核安全是需考虑的首要问题。美国西屋公司的AP系列核电技术得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非能动技术的全面应用。在已有的美国西屋公司的AP系列核电站设计中，反应堆发生失水事故或者蒸汽管道破裂情况下，破口喷出的蒸汽会在钢制安全壳容器内壁上冷凝，冷凝水在重力的作用下，沿着容器内壁向下流动。在安全壳容器直筒壁顶部到操作平台之间，设有两处集水槽，集水槽收集的水通常排向安全壳内换料水箱(IRWST)。由于这两处集水槽位于安全壳结构内高位，冷凝水流量较大。中国专利93104983.0提供了一种非能动冷却装置，用于应急冷却反应堆。不同的是，该装置利用的水源是来自安全壳结构内额外的储水箱里的水，没有利用反应堆自身（破口喷出）的水来冷却反应堆堆芯。而且储水箱位于操作平台之下，循环水流量较小。

如果能将两处集水槽收集到的冷凝水在排向IRWST中途全部或者部分收集起来，用于反应堆发生严重事故情况时，直接冷却堆芯熔融物，这样，安全壳冷凝水利用率就会大大提高。

当反应堆发生严重事故时,非能动堆芯注入系统失效，已不能保证堆芯得到足够的冷却，堆芯会发生裸露、熔化。在熔化过程中，高温熔融物会发生移位，落入压力容器下腔室，并在压力容器的底部形成熔融池。如果此时不能及时有效排出堆芯熔融物的热量，压力容器就会被熔穿，熔融物落入堆腔室后，就可能发生一系列堆外物理现象，致使安全壳升温升压，对安全壳的完整性构成严重威胁。因此，如何对熔融物进行有效的冷却是缓解反应堆严重事故的关键。

为缓解严重事故后果，根据严重事故发展特征，国内外已提出多种应对严重事故的策略。熔融物堆内滞留（In-Vessel Retention，IVR)是AP系列设计中严重事故缓解方式的标志性特征。对于IVR而言， ERVC作为一种严重事故缓解策略，即从压力容器外部对熔融物进行冷却，使压力容器下封头不致由于堆芯熔融物施加的热和机械载荷而损坏。但是随着反应堆功率的不断提升（诸如CAP1700 甚至更高），堆芯熔融池的形成和分层机理目前并未被充分理解，堆芯熔融物冷却仅仅依靠IVR-ERVC这种策略，压力容器的失效具有较大的不确定性，因此反应堆的安全也会存在一定的风险。

因此，所属领域的技术人员需要一种能够克服以上现有技术中所存在的缺点的新型非能动安全壳冷凝水注入系统，以用于严重事故冷却堆芯熔融物。考虑在已有的IVR-ERVC基础上，在安全壳结构内增加一套非能动安全壳冷凝水注入系统，用于直接冷却堆芯熔融物，就可以在一定程度上延缓堆芯因衰变热升温的速度，降低压力容器底部融熔池的热流密度，进而保证IVR措施的有效性，提高反应堆的安全性。

发明内容

本发明的主要目的是基于反应堆安全设计需要，根据蒸发-冷凝原理，在安全壳结构内提供一种非能动安全壳冷凝水注入系统，该系统在反应堆发生严重事故时（压力容器内的压力基本是1巴-1.5巴），利用自身特有的高位压差和反应堆自身水源（由破口喷出的水），能够确保将安全壳冷凝水直接注入堆芯，并且重复循环利用，同时结合已有的IVR-ERVC技术综合运用，可以更为有效地冷却堆芯熔融物，带走堆芯热量，缓解严重事故的后果，提高反应堆的安全性。

除非特殊情况有其他限制，否则下列定义适用于本说明书中使用的术语。

此外，除非另行定义，否则本文所用的所有科技术语的含义与本发明所属领域的技术人员通常理解是一样的。如发生矛盾，以本说明书及其包括的定义为准。

对于本发明而言，本申请中所使用的一些术语的定义如下：

“集水沟槽距离反应堆堆芯标高”是指沿安全壳容器内壁圆周方向布置的集水沟槽与安全壳内壁的交点距离反应堆压力容器下封头中位平面之间的垂直距离，参见本申请图1和图2。

如本文中所用，方向性术语“上”、“下”与说明书附图纸面上的具体方向是相一致的。术语“垂直”、“纵向”是指在说明书附图纸面上大体上竖直的方向；而“横向”、“水平”是指在说明书附图纸面上大体上水平的方向。

如本文所用，术语“约”是指数量、尺寸、配方、参数以及其他数量和特性是不精确的并且不需要是精确的值，但是可以与精确值近似和/或大于或小于精确值，以便反映容许偏差、测量误差等，以及所属领域的技术人员已公知的其他因素。

当本文在描述材料、方法或机械设备时带有“所属领域的技术人员已公知的”短语、或同义的词或短语时，该术语表示所述材料、方法和机械设备在提交本专利申请时是常规的，并且包括在本说明书内。同样涵盖于该描述中的是，目前非常规的但是当适用于相似目的时将成为所属领域公认的材料、方法、和机械。

如本文所用，术语“包含”、“含有”、“包括”、“涵盖”、“具有”或任何其他同义词或它们的任何其他变型均指非排他性的包括。例如，包括特定要素列表的工艺、方法、制品或设备不必仅限于那些具体列出的要素，而是可以包括其他未明确列出的要素，或此类工艺、方法、制品或设备固有的要素。

术语“由…组成”、“由…构成”或任何其他同义词或它们的任何其他变型均指排他性的包括。例如，由特定要素构成的工艺、方法、制品或设备仅限于那些具体列出的要素。

具体而言，为实现本发明的上述目的而采用的技术方案如下所述：

1. 一种非能动安全壳冷凝水注入系统，所述非能动安全壳冷凝水注入系统包括：第一集水装置、分别与所述第一集水装置和压力容器直接注入管线相连的第一冷凝水注入管线、以及设置在所述第一冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第一阀门机构，

其特征在于，

所述第一集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第一集水沟槽，所述第一集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-75%处。

2. 根据技术方案1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水沟槽被布置距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的65%-75%处；且所述非能动安全壳冷凝水注入系统进一步包括：第二集水装置、分别与所述第二集水装置和压力容器直接注入管线相连的第二冷凝水注入管线、以及设置在所述第二冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第二阀门机构，所述第二集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第二集水沟槽，所述第二集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-50%处。

3. 根据技术方案2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水沟槽与所述第二集水沟槽的高度差在安全壳容器总高的20%-30%的范围内。

4. 根据技术方案1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管。

5. 根据技术方案4所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的第一应急注水箱。

6. 根据技术方案1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一阀门机构包括串联布置的第一爆破阀和第一常开直流电动阀。

7. 根据技术方案2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管且所述第二集水装置进一步包括与所述第二集水沟槽相连的第二收集导管。

8. 根据技术方案7所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的第一应急注水箱；和/或所述第二集水装置进一步包括分别与所述第二收集导管和所述第二冷凝水注入管线相连的第二应急注水箱。

9. 根据技术方案2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第二阀门机构包括串联布置的第二爆破阀和第二常开直流电动阀。

10. 根据技术方案5或技术方案8所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一应急注水箱和/或所述第二应急注水箱内预充注有含硼水。

采用本发明的技术方案可以获得以下有益技术效果：

1. 在发生严重事故情况时，本发明所述的非能动安全壳冷凝水注入系统能够利用自身特有的高位压差，将冷凝水完全注入堆芯，确保反应堆的安全。

2. 在发生严重事故情况时，本发明所述的非能动安全壳冷凝水注入系统能够收集来自安全壳内壁的冷凝水，并将收集的冷凝水直接注入堆芯，冷却堆芯熔融物。本发明利用了反应堆自身水源（破口喷出的水源），具有重复循环利用特点，同时结合已有的IVR-ERVC技术综合运用，能大大降低堆芯熔融物的温度，防止压力容器熔穿，提高反应堆的安全性。

3. 本发明结构简单，可靠性高，适用于多种堆型的核电站。本发明有可能直接运用在现有功率的核电站，也可为今后大功率核电站（诸如CAP1700甚至更高）严重事故管理缓解措施提供技术研发基础。

附图说明

下面结合说明书附图对本发明进行详细描述。说明书附图并不一定是严格按照比例进行绘制的，且说明书附图仅仅是示意性的图示。在本申请的说明书附图中，使用相同或相似的附图标号表示相同或相似的元件。

图1为根据本发明的第一实施例的被设置在安全壳容器内的非能动安全壳冷凝水注入系统的结构示意图；

图2为根据本发明的第二实施例的被设置在安全壳容器内的非能动安全壳冷凝水注入系统的结构示意图。

部件及附图标记列表

1	破口
		2	反应堆压力容器
3	堆芯
		4	堆芯熔融池
5	DVI管线
		6	热管段
7	自动卸压阀门
		8	地坑
9	熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却系统(IVR-ERVC)
		10	集水沟槽
11	收集导管
		12	应急注水箱
13	爆破阀
		14	常开直流电动阀
15	集水沟槽
		16	收集导管
17	应急注水箱
		18	爆破阀
19	常开直流电动阀
		20	高位流量注入管线
21	低位流量注入管线
		22	安全壳内壁
23	操作平台
		24	安全壳容器
H	安全壳容器总高
		H1	集水沟槽10距离反应堆堆芯标高
H2	集水沟槽15距离反应堆堆芯标高
		H3	集水沟槽10与集水沟槽15之间的高度差

具体实施方式

下面结合说明书附图对本发明的具体实施方式进行详细说明，但是需要指出的是，本发明的保护范围并不受这些具体实施方式的限制，而是由权利要求书来确定。

本发明的非能动安全壳冷凝水注入系统包括：第一集水装置、分别与所述第一集水装置和压力容器直接注入管线相连的第一冷凝水注入管线、以及设置在所述第一冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第一阀门机构。所述第一集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第一集水沟槽，所述第一集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-75%处。在发生严重事故情况时，本发明所述的非能动安全壳冷凝水注入系统能够利用自身特有的高位压差，将冷凝水完全注入堆芯，确保反应堆的安全。如所属领域的技术人员公知地，所述直接压力容器注射(DVI)管线与压力容器下腔室连接。

优选地，所述第一集水沟槽被布置距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的65%-75%处；且本发明的非能动安全壳冷凝水注入系统进一步包括：第二集水装置、分别与所述第二集水装置和压力容器直接注入管线相连的第二冷凝水注入管线、以及设置在所述第二冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第二阀门机构，所述第二集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第二集水沟槽，所述第二集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-50%处。该标高所产生的高位压差在发生严重事故情况时也足以将冷凝水完全注入堆芯。

更加优选地，所述第一集水沟槽与所述第二集水沟槽的高度差在安全壳容器总高的20%-30%的范围内。

优选地，所述第一集水装置可进一步包括分别与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管。更加优选地，所述第一集水装置可进一步包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的第一应急注水箱。

优选地，所述第一阀门机构可包括串联布置的第一爆破阀和第一常开直流电动阀。所有阀门都为1E级。其中爆破阀在发生严重事故情况下能够自动开启，例如根据严重事故管理导则，通过操作人员在控制室发出的信号触发打开。

优选地，所述第一集水装置进一步包括与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管且所述第二集水装置进一步包括与所述第二集水沟槽相连的第二收集导管。更加优选地，所述第一集水装置进一步可包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的用于高位流量收集的第一应急注水箱；和/或所述第二集水装置可进一步包括分别与所述第二收集导管和所述第二冷凝水注入管线相连的用于低位流量收集的第二应急注水箱。

优选地，所述第二阀门机构可包括串联布置的第二爆破阀和第二常开直流电动阀。所有阀门都为1E级。其中爆破阀在发生严重事故情况下能够自动开启，例如根据严重事故管理导则，通过操作人员在控制室发出的信号触发打开。

更加优选地，所述第一应急注水箱和/或所述第二应急注水箱内预充注有含硼水。

应急注水箱采用钢筋混凝土结构，设有不锈钢衬里。应急注水箱的设计体积可以依据不同类型反应堆灵活设计，远小于安全壳的体积，保证在操作平台上有足够的空间布置。应急注水箱的设计高度可以依据两个集水沟槽的高度确定。应急注水箱收集的冷凝水也可为其它装置提供必要的补充水源。

根据不同堆型的需要，也可以在第一集水装置和第二集水装置的基础上通过设置更多的集水装置以进一步改善收集效果。所述更多的集水装置可被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-75%处。

实施例1

图1为根据本发明的第一实施例的被设置在安全壳容器24内的非能动安全壳冷凝水注入系统的结构示意图（有应急注水箱12,17）。

如图1所示，具有破口1、反应堆压力容器2、堆芯3、地坑8、熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却系统(IVR-ERVC) 9的核反应堆包容在安全壳容器24内。操作平台23将安全壳容器24内部分割为上下两个内部空间。非能动安全壳冷凝水注入系统包括两套冷凝水收集结构，布置在安全壳容器24直筒壁顶部到操作平台23之间。其中，高位冷凝水收集结构（第一高度）由集水沟槽10和收集导管11组成，位于距离反应堆堆芯标高H1为安全壳容器总高H的65%（低于直筒壁顶部）处；低位冷凝水收集结构（第二高度）由集水沟槽15和收集导管16组成，位于距离反应堆堆芯标高H2为安全壳容器总高H的40%处。2台应急注水箱，包括１台高位应急注水箱12和1台低位应急注水箱17。2台应急注水箱底部分别连接1根流量注入管线，高位流量注入管线20和低位流量注入管线21。注入管线20和21贯穿通过操作平台23与连接压力容器2的一根DVI管线5连接。流量注入管线20、21上分别设置了一个爆破阀13、18和一个常开直流电动阀14、19。

应急注水箱12、17为钢筋混凝土结构，设有不锈钢衬里，放置在操作平台23上。在非能动安全壳冷凝水注入系统未投入使用前，2台应急注水箱充注有一定量的含硼水。

当反应堆堆芯出口温度达到650℃时，堆芯3开始融化，可以认为发生了严重事故，此时IRWST注入失效，堆芯熔融物因得不到充分的冷却，会在压力容器底部形成熔融池4。根据严重事故管理规程，IVR-ERVC开始投入运行，从压力容器外部对熔融物实施冷却。在ERVC动作一段时间后，设置在高位流量注入管线20上的爆破阀13接收到操作人员发出的信号后开启，非能动安全壳冷凝水注水系统开始投入运行，事先贮存在应急注水箱12中的含硼水就会通过注入管线20、DVI管线5，直接注入到堆芯下腔室，淹没堆芯熔融池4，对堆芯熔融物实施快速冷却。之后，冷凝水吸收熔融物的热量，变成蒸汽，依次通过压力容器2的热管段6、自动卸压阀门7向安全壳大空间喷放，最后汇集到地坑8。地坑8中的水不断被加热、蒸发，和从破口1喷出的蒸汽一起在安全壳内壁22上冷凝。冷凝水在重力的作用下，沿着安全壳内壁22表面向下流动，在接近安全壳容器直筒壁顶部处，被第一高度处的冷凝水收集结构收集，注入到应急注水箱12中，一段时间内保持了应急注水箱中的水位压头。从应急注水箱里出来的冷凝水经过流量注入管线20，返回到压力容器2中，再次冷却堆芯熔融物。

随着严重事故缓解进程的发展，应急注水箱12中的水位下降。当水位下降到低于应急注水箱17水位压头时，设置在流量注入管线21上的爆破阀18接收到操作人员发出的信号后开启，应急注水箱中的水首先通过流量注入管线21、DVI管线5，淹没堆芯熔融池4，持续冷却堆芯熔融物。同时，应急注水箱17又不断收集来第二高度处的冷凝水。

之后，应急注水箱17中的水位下降，应急注水箱12中的水位上升，安全壳冷凝水又转变成按照先高后低的顺序注入堆芯。这样，安全壳冷凝水便得到了重复收集、循环利用，大大延长了堆芯熔融物冷却时间，达到了缓解严重事故后果的目的。

实施例2

图2为根据本发明的第二实施例的被设置在安全壳容器24内的非能动安全壳冷凝水注入系统的结构示意图（无应急注水箱）。

本发明还提供了另一种非能动安全壳冷凝水注入系统，如图2所示。该注水系统与实施例1的主要区别在于，该系统稍作改动，简化了结构，去掉了可选配的应急注水箱17和12。同时，改变了两处冷凝水的收集高度，第一高度H1和第二高度H2分别位于距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高H的75%（接近直筒壁顶部）和50%处，不同于实施例1，高度增加，处于高位位置。安全壳冷凝水收集导管11直接连接爆破阀13，安全壳冷凝水收集导管16直接连接爆破阀18。

安全壳冷凝水注水过程与实施例1相同，只是冷凝水不经过安全壳应急注水箱。利用收集导管和注水管线的水位和堆芯的高位压差直接注入堆芯，达到冷却堆芯熔融物的目的。

如上述实施例1和实施例2的两根冷凝水注入管线根据需要采取先高后低的原则交替向堆芯注水。高位管线用于严重事故初期，依靠高压头，将冷凝水注入堆芯；低位管线用于严重事故中后期，将冷凝水注入堆芯。如上述实施例1和实施例2的集水沟槽，两处集水沟槽所收集的安全壳冷凝水流量随事故发生的时间是变化的，对于百万千瓦级大型先进压水堆核电站，在发生破口事故初期100秒，冷凝水流量最大值分别达到了75kg/s和78kg/s左右；在10³秒时，达到20kg/s和17kg/s左右；在10⁴秒时，达到8kg/s和6kg/s左右。利用集水沟槽和堆芯的高位压差和大流量，可以将事故发生时的安全壳冷凝水注入堆芯。如果与IVR-ERVC系统综合运用，可以进一步降低堆芯熔融物的温度，延迟压力容器的失效时间，提高反应堆的安全性。

采用本发明的技术方案可以获得以下技术效果：

1. 在发生严重事故情况时，本发明所述的非能动安全壳冷凝水注入系统能够利用自身特有的高位压差，将冷凝水完全注入堆芯，确保反应堆的安全。

2. 在发生严重事故情况时，本发明所述的非能动安全壳冷凝水注入系统能够收集来自安全壳内壁的冷凝水，并将收集的冷凝水直接注入堆芯，冷却堆芯熔融物。本发明利用了反应堆自身水源（破口喷出的水源），具有重复循环利用特点，同时结合已有的IVR-ERVC技术综合运用，能大大降低堆芯熔融物的温度，防止压力容器熔穿，提高反应堆的安全性。

3. 本发明结构简单，可靠性高，适用于多种堆型的核电站。本发明有可能直接运用在现有功率的核电站，也可为今后大功率核电站（诸如CAP1700甚至更高）严重事故管理缓解措施提供技术研发基础。

以上虽然已结合实施例对本发明的具体实施方式进行了详细的说明，但是需要指出的是，本发明的保护范围并不受这些具体实施方式的限制，而是由所附的权利要求书来确定。所属领域的技术人员可在不脱离本发明的技术思想和主旨的范围内对这些实施方式进行适当的变更，而这些变更后的实施方式显然也包括在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1. 一种非能动安全壳冷凝水注入系统，所述非能动安全壳冷凝水注入系统包括：第一集水装置、分别与所述第一集水装置和压力容器直接注入管线相连的第一冷凝水注入管线、以及设置在所述第一冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第一阀门机构，

其特征在于，

所述第一集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第一集水沟槽，所述第一集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-75%处。

2. 根据权利要求1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水沟槽被布置距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的65%-75%处；且所述非能动安全壳冷凝水注入系统进一步包括：第二集水装置、分别与所述第二集水装置和压力容器直接注入管线相连的第二冷凝水注入管线、以及设置在所述第二冷凝水注入管线上的响应于发生严重事故时的信号开启并控制冷凝水注入流量的第二阀门机构，所述第二集水装置包括沿安全壳容器内壁圆周方向布置的第二集水沟槽，所述第二集水沟槽被布置在反应堆堆芯之上且距离反应堆堆芯标高为安全壳容器总高的40%-50%处。

3. 根据权利要求2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水沟槽与所述第二集水沟槽的高度差在安全壳容器总高的20%-30%的范围内。

4. 根据权利要求1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管。

5. 根据权利要求4所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的第一应急注水箱。

6. 根据权利要求1所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一阀门机构包括串联布置的第一爆破阀和第一常开直流电动阀。

7. 根据权利要求2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括与所述第一集水沟槽相连的第一收集导管且所述第二集水装置进一步包括与所述第二集水沟槽相连的第二收集导管。

8. 根据权利要求7所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一集水装置进一步包括分别与所述第一收集导管和所述第一冷凝水注入管线相连的第一应急注水箱；和/或所述第二集水装置进一步包括分别与所述第二收集导管和所述第二冷凝水注入管线相连的第二应急注水箱。

9. 根据权利要求2所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第二阀门机构包括串联布置的第二爆破阀和第二常开直流电动阀。

10. 根据权利要求5或权利要求8所述的非能动安全壳冷凝水注入系统，其特征在于，所述第一应急注水箱和/或所述第二应急注水箱内预充注有含硼水。