CN104464846A - 核电厂非能动高位应急冷却给水系统 - Google Patents

核电厂非能动高位应急冷却给水系统 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其包括高位储水容器、补水管道和给水管道；所述高位储水容器布置在核岛用户附近的地势较高位置处或由构筑物支撑，其中储存有应急冷却水；补水管道将外部水源与高位储水容器连通，以在正常工况下为高位储水容器补水；给水管道的一端连接至高位储水容器的底部，另一端用于分别连接至设定用户，以在超设计基准工况下利用重力势能为用户应急供水。本发明利用高位储水容器储存应急冷却水，并在核电厂发生超设计基准事故时，无需能动设备干预，即可通过重力势能为核岛预先设定的用户应急供水，因此有效地降低了核电事故后出现堆芯熔毁和大规模放射性释放的风险。

Description

核电厂非能动高位应急冷却给水系统
技术领域
本发明属于核电安全领域，更具体地说，本发明涉及一种不受制于外部动力源的核电厂非能动高位应急冷却给水系统。
背景技术
在发生极端自然灾害时，有可能在核电厂中引发SBO(Station Black Out，全厂断电事故)和LUHS(Loss of Ultimate Heat Sink，丧失最终热阱)等超设计基准事故工况，给核电厂的安全性和经济性带来很大的危害。例如，2011年日本东北附件海发生的里氏9级特大地震及其次生灾害，就导致福岛第一核电厂出现长达一周多的丧失电源和最终热阱丧失，从而使反应堆堆芯、乏燃料水池长期无法得到稳定而持续的冷却，最终导致燃料破损、发生氢爆，出现了大量放射性物质的外泄。
在现有核电厂中，安全系统的设计已经非常成熟，充分考虑了在设计基准范围内的事故工况设计要求，但福岛核事故证明，存在着超出设计基准的外部事件序列的可能性。请参阅图1，当发生类福岛事故的极端自然灾害而引发SBO叠加LUHS超设计基准事故工况时，现有核电厂仍旧只能通过以下几个途径来实现水源应急：1)通过辅助给水箱10为辅助给水汽动泵12提供1000m3的水源，利用蒸汽发生器14的高品质蒸汽为辅助给水汽动泵12提供动力，实现二次侧注入，持续带走堆芯余热，直至辅助给水箱10耗干和蒸汽发生器14蒸干；经分析，现有辅助给水箱10的水装量可维持系统运行30小时左右；2)通过中压安注箱16提供100m3的含硼水，安注箱16内覆盖有4.2MPa的加压氮气，氮气为安注箱16注入一回路提供动力；当一回路压力低于安注箱16内的压力时，含硼水在短时间内淹没反应堆压力容器18的堆芯，避免燃料棒融化；根据事故的进程，在安注箱16实现100m3堆芯注水后，反应堆压力容器18将在50小时左右失效；3)乏燃料水池依靠自身的存水提供带走乏燃料衰变热的水，在“异常全堆芯换料模式”下，乏燃料组件将在40小时左右裸露而引起放射性物质释放；4)安全壳喷淋系统20在SBO叠加LUHS超设计基准事故工况下，无水源可用。可见，在SBO叠加LUHS的事故工况下，现有核电厂的各系统能给核岛厂房提供的应急用水非常有限，不能有效地预防和缓解事故，将最终导致放射性物质大量外泄到环境中。
为此，部分核电厂对核电厂内外的可用水源进行分析评价，采用应急移动能动设备为事故后设定的用户提供应急水源及应急手段。请参阅图2，改进后的核电厂对厂内的SED/SER系统(SED，Nuclear Island Demineralized WaterDistribution，核岛除盐水分配系统；SER，Conventional Island Demineralized WaterDistribution，常规岛除盐水分配系统)进行抗震、防水淹和取水接口改造，并规划好利用SED/SER系统水箱22给各设定用户24进行供水的应急供水管道，提供应急移动柴(汽)油泵(消防车)26为供水提供动力源。在SBO叠加LUHS超设计基准事故发生后的6小时内，应急供水管道和移动柴(汽)油泵(消防车)26紧急就位并完成各个接口的连接，从而实现超设计基准工况下一、二次侧乏燃料水池临时补水、一、二次侧临时注入与临时喷淋。由于超设计基准工况下仍存在不确定性因素，还将JPP系统(Fire Fighting Water Production，消防水生产系统)水池、电厂厂外淡水、海水等作为最终的后备手段。但是，上述系统主要通过应急移动柴(汽)油泵(消防车)26为各设定用户24提供水源，由于应急移动柴(汽)油泵(消防车)26的燃油不能满足持续72小时运转的需求，需要补给，因此存在能动设备失效的问题；再者，应急移动柴(汽)油泵(消防车)26和应急供水管道需要在事故后临时铺设，存在事故后可达性问题。
有鉴于此，确有必要提供一种能够克服上述问题的核电厂非能动高位应急冷却给水系统。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种核电厂非能动高位应急冷却给水系统，以提升核电厂应对SBO叠加LUHS超设计基准事故的能力。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其包括高位储水容器、补水管道和给水管道；所述高位储水容器布置在核岛用户附近的地势较高位置处或由构筑物支撑，其中储存有应急冷却水；补水管道将外部水源与高位储水容器连通，以在正常工况下为高位储水容器补水；给水管道的一端连接至高位储水容器的底部，另一端用于分别连接至设定用户，以在超设计基准工况下利用重力势能为各用户应急供水。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述高位储水容器为抗震性能良好的钢筋混凝土结构水箱，其直接坐落在地势较高的基岩上，或采用水塔形式。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述高位储水容器的底部标高H不小于h*(1+30％)，h为克服给水管道的沿程阻力损失、设定用户接口标高及压头为用户供水所需的高度，30％是为防止不可预见因素带来的压力损失而增设的沿程阻力损失裕量。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述高位储水容器的下方设有多条冗余设计的进出水管，多条进出水管汇合成一条进出水母管，补水管道和给水管道分别与进出水母管连接；每条进出水管上都设有手动隔离阀。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述补水管道的一端连接至进出水母管，另一端连接至外部水源，从而将高位储水容器与外部水源连通；补水管道上设有补水泵。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述给水管道的一端连接至进出水母管，另一端分为多条给水支管，给水支管分别设有用于与设定用户连接的快速接头；每条给水支管均在对应用户的上游设有边界隔离阀。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述给水管道的所有管道均具有一定的坡度，并设置低点疏水。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述设定用户至少包括蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的冷却水池、乏燃料水池、换料水箱和辅助给水箱。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述高位储水容器的水装量为3600～5200立方米。
作为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的一种改进，所述整个系统中的所有管道均采用抗震非金属软管、金属软管、抗震金属管道的形式，且所有设备的动作均采用就地手动操作。
与现有技术相比，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统利用高位储水容器储存应急冷却水，并在核电厂发生超设计基准事故时，无需能动设备干预，即可通过重力势能为核岛预先设定的用户应急供水，因此使核电厂应对SBO、LUHS等超设计基准事故的能力大为提升，有效地降低了核电事故后出现堆芯熔毁和大规模放射性释放的风险。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统及其有益效果进行详细说明。
图1为现有核电厂应对超设计基准事故的应急给水系统示意图。
图2为现有另一种核电厂应对超设计基准事故的应急水源改进系统给水示意图。
图3为本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
由于现有压水堆核电机组的应急水源配置、可提供水量及供给手段难以满足SBO叠加LUHS超设计基准事故工况的需求，以致给核电厂的安全性和经济性带来了很大的危害，因此，本发明为核电厂增加了一种非能动高位应急冷却水源系统作为严重事故后的应急水源系统，用于在SBO叠加LUHS超设计基准事故工况时，应对事故后72小时内，可能出现的二次侧丧失冷却水、一回路小破口失水事故、乏燃料水池失去冷却等工况，以便顺利排出事故后堆芯及乏燃料水池的余热，从而为核岛最终热阱提供多样化冗余手段，保证核电机组的安全。
请参阅图3，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统包括高位储水容器30、补水管道40和给水管道50。
高位储水容器30为抗震性能良好的钢筋混凝土结构水箱，其布置在核岛用户附近的地势较高位置处，如直接坐落在地势较高的基岩上，或采用水塔等形式。高位储水容器30底部的标高H不小于h*(1+30％)，其中h为克服给水管道的沿程阻力损失、设定用户接口标高及压头为用户供水所需的高度，30％是为防止不可预见因素带来的压力损失而增设的沿程阻力损失裕量。根据核电厂具体配置和事故安全分析进程及经济性进行考虑，高位储水容器30的水装量以3600～5200立方米较为适宜。当核电厂位于低温厂址时，需要对高位储水容器30进行必要的保温或采用必要的暖通措施，以维持水箱内的水不结冰。高位储水容器30的下方设有多条冗余设计的进出水管，多条进出水管汇合成一条进出水母管34；每条进出水管上都设有手动隔离阀36。补水管道40和给水管道50分别与进出水母管34连接。
补水管道40的一端连接至进出水母管34，另一端连接至外部水源，从而将高位储水容器30与外部水源连通。补水管道40上设有补水泵(图未示)，在正常工况下，可以通过补水管道40和补水泵为高位储水容器30补水。
给水管道50的一端连接至进出水母管34，另一端分为多条给水支管52，给水支管52分别连接至设定用户而为用户供水。这些用户至少包括ASP系统(蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统)的冷却水池60、乏燃料水池62、换料水箱64、辅助给水箱66等。每条给水支管52均在用户上游设有边界隔离阀54。给水管道50的所有管道均具有一定的坡度，并设置低点疏水。在机组正常运行期间，给水管道50与高位水源通过手动隔离阀36进行隔离，管道内的存水通过低点疏水排空，从而实现管道防冻。
整个系统中的所有管道均采用抗震非金属软管、金属软管、抗震金属管道的形式，并尽量采用管沟浅埋预先布置，以确保良好的抗震性能。同时，管道上适当的配备可快速连接的接口，以便于日常及事故应工况下的维护。为了保证断电可用，整个系统中所有设备的动作均采用就地手动操作。
在机组正常运行期间，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统处于备用状态，高位储水容器30中充满不低于饮用水系统水质的应急冷却水，并定期检验水质、补水和换水。给水管道50平时处于空管状态，在高位储水容器30进行换水时对其进行检验和维护。
在核电厂发生SBO叠加LUHS事故发生后，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统开始启动，首先通过快速接头与设定用户快速连接，然后打开高位储水容器30的手动隔离阀36和用户的边界隔离阀54。上述所有启动步骤可在6小时内完成，因此本发明的系统在事故后6小时内即可投入运行，使高位储水容器30中的应急冷却水通过重力势能以非能动的方式输送到核岛的设定用户，至少在发生超设计基准事故72小时内，增强机组在短期内丧失最终热阱工况下的安全性。在系统运行期间，高位储水容器30不需进行补水操作，整个系统也无需再进行复杂操作，只要根据现场实际应急情况，通过开关边界隔离阀54切换设定供水用户即可。
在SBO叠加LUHS事故工况下，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统启动后，整个系统及设定用户的具体运行情况如下：
1)辅助给水系统的非能动补水：在超设计基准事故工况下，若辅助给水汽动泵660与水压试验泵柴油发电机组有效，一回路保持完整，则利用高位储水容器30直接为辅助给水箱66提供应急冷却水源，利用蒸汽发生器662的高品质蒸汽为辅助给水汽动泵660提供动力，将辅助给水箱66内的水注入到蒸汽发生器662的二次侧，持续带走堆芯余热；本发明非能动高位应急水源系统与机组已有的部分非能动设施共同形成事故下的非能动体系，实现严重事故的预防；
2)ASP系统的非能动补水：在超设计基准事故工况下，若辅助给水汽动泵660失效，水压试验泵柴油发电机组有效，一回路保持完整，则利用高位储水容器30为ASP系统的冷却水池60提供持续冷却水源，ASP系统通过水-蒸汽密度差形成自然循环，将蒸汽发生器二次侧热量带出；本发明非能动高位应急水源系统与ASP系统共同形成事故下非能动系统，实现严重事故的预防；
3)乏燃料水池62的非能动补水：在超设计基准事故工况下，本发明非能动高位应急水源系统的高位储水容器30可在72小时内为乏燃料水池62提供持续补水，以补充乏燃料水池62中因衰变热蒸腾而丧失的水，防止燃料组件裸露；
4)反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统的非能动补水：在超设计设计基准工况下，在事故72小时内，若一回路完整性不能保证，二次侧余热排出作用不明显或不能起到事故预防作用，则本发明非能动高位应急水源系统的高位储水容器30可为换料水箱64补水，补充事故应急工况下，一次侧注入和安全壳喷淋68从换料水箱64中抽取的水，从而实现事故的缓解作用。
通过以上描述可知，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统利用高位储水容器储存应急冷却水，并在核电厂发生超设计基准事故时，无需能动设备干预，即可通过重力势能为核岛预先设定的用户应急供水，因此使核电厂应对SBO、LUHS等超设计基准事故的能力大为提升，有效地降低了核电事故后出现堆芯熔毁和大规模放射性释放的风险。
与现有技术相比，本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统至少具有以下优点：
1)不影响接口系统的原有功能：只需要在设定用户所在系统上增加接口和隔离边界，即可实现本发明核电厂非能动高位应急冷却给水系统的接入，由于新增隔离边界管道保持与原有管道设计要求相同，因此新增的构筑物、设备和管道不会影响到原有设计；
2)有利于提高核电厂的安全性：国内现有核电厂的原有设计中虽然拥有多种水源，但在发生超设计基准事故后，这些水源将不能取用，引起与之相关安全系统的功能不可用；而本发明的系统在事故应急工况下，能及时的发挥非能动补水的特性，利用重力势能将水源传送到预先设定用户，从而在事故的预防和缓解方面，对核电厂原有设计形成了有效的补充，提高了机组水源的安全可靠性；
3)操作方式简易快捷：本发明的系统在核电厂正常运行和设计基准事故下均不需要投入使用，核电厂运行人员只要对其进行定期检测和更换水质，检查管道、阀门的状态即可，因此对核电厂运行操作的影响较小；当需要投入使用时，只需要将阀门打开即可，操作简易快捷。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：包括高位储水容器、补水管道和给水管道；所述高位储水容器布置在核岛用户附近的地势较高位置处或由构筑物支撑，其中储存有应急冷却水；补水管道将外部水源与高位储水容器连通，以在正常工况下为高位储水容器补水；给水管道的一端连接至高位储水容器的底部，另一端用于分别连接至设定用户，以在超设计基准工况下利用重力势能为各用户应急供水。
2.根据权利要求1所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述高位储水容器为抗震性能良好的钢筋混凝土结构水箱，其直接坐落在地势较高的基岩上，或采用水塔形式。
3.根据权利要求1所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述高位储水容器的底部标高H不小于h*(1+30％)，其中h为克服给水管道的沿程阻力损失、设定用户接口标高及压头为用户供水所需的高度，30％是为防止不可预见因素带来的压力损失而增设的沿程阻力损失裕量。
4.根据权利要求1所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述高位储水容器的下方设有多条冗余设计的进出水管，多条进出水管汇合成一条进出水母管，补水管道和给水管道分别与进出水母管连接；每条进出水管上都设有手动隔离阀。
5.根据权利要求4所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述补水管道的一端连接至进出水母管，另一端连接至外部水源，从而将高位储水容器与外部水源连通；补水管道上设有补水泵。
6.根据权利要求4所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述给水管道的一端连接至进出水母管，另一端分为多条给水支管，给水支管分别设有用于与设定用户连接的快速接头；每条给水支管均在对应用户的上游设有边界隔离阀。
7.根据权利要求6所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述给水管道的所有管道均具有一定的坡度，并设置低点疏水。
8.根据权利要求1至7中任一项所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述设定用户至少包括蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的冷却水池、乏燃料水池、换料水箱和辅助给水箱。
9.根据权利要求1至7中任一项所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述高位储水容器的水装量为3600～5200立方米。
10.根据权利要求1至7中任一项所述的核电厂非能动高位应急冷却给水系统，其特征在于：所述整个系统中的所有管道均采用抗震非金属软管、金属软管、抗震金属管道的形式，且所有设备的动作均采用就地手动操作。
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