CN104658621B - 核反应堆直接安注系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开一种核反应堆直接安注系统，用于直接对核反应堆的压力容器提供冷却液，压力容器内设置有吊篮，核反应堆芯设置于吊篮内，压力容器与吊篮之间形成环腔，其包括安注冷源及直接安注管，直接安注管具有入口和出口，所述入口与所述安注冷源连通，直接安注管穿入压力容器内并伸入环腔中，且所述出口位于核反应堆芯的正下方；由于直接安注管直接穿入压力容器内并伸入环腔中，且出口还位于核反应堆芯的正下方，因此当发生失水事故后，通过本发明可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯，从而对核反应堆芯进行及时、有效的冷却和硼化，大大提升控制和缓解事故的能力，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
Description
技术领域
本发明涉及一种核反应堆安全设备，尤其涉及一种为核反应堆的压力容器提供冷却液的核反应堆直接安注系统。
背景技术
随着核能利用技术的成熟，核电站的安全性也得到不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。
目前的核电站中，核反应堆的结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器，在压力容器中设置吊篮，核反应堆芯设置在吊篮内。压力容器连接有冷热管，通过冷管段注入冷却液，对压力容器进行冷却，然后通过热管段排出。
核电站必须被设计能抵御各种突发事故，包括设计基准事故和超设计基准事故。其中，失水事故(英文：Lost of coolant accident，中文：失水事故，简称LOCA)作为一种重要的设计基准事故，一直被用来检验反应堆核电厂的安全性和引导专设安全设施的设计。在核反应堆发生冷管段断裂事故时，注入到发生断裂的冷管段的冷却液将大部分通过破口直接流入安全壳，从而不能对堆芯进行有效冷却；为了解决上述事故所造成的不能对堆芯进行有效冷却的技术问题，因此需要设置安全注入系统。冷却液的安全注入系统作为专设安全设施的一部分，通常用于LOCA事故后的核反应堆芯应急冷却和硼化，以控制和缓解事故，防止扩展为超设计基准事故。在发生大破口丧失冷却液事故(LBLOCA)后，核反应堆冷却液系统的原有水装量几乎完全排空，安全注入系统快速向压力容器注水并再淹没堆芯，以持续导出堆芯衰变热。
安全注入系统又叫“应急堆芯冷却系统”，其主要功能是：当核电设备一回路系统破裂或断裂引起失水事故(英文：Lost of coolant accident，中文：失水事故，简称LOCA)时，安全注入系统向堆芯(核反应堆芯，简称堆芯)注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性；当发生主蒸汽管破裂时，反应堆冷却液由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。为实现上述功能，安全注入系统必须能够根据事故时一回路系统压力下降的情况，在不同的压力水平下注入。
安全注入系统通常包括高压、中压和低压安注，以在LOCA后不同压力阶段均能实施有效的安全注入。安注注入系统接入冷却液系统的位置通常有冷管段、下降段环腔、或上封头。比如接入点为冷管段，安注系统的冷却水进入两个(或三个)冷管段之后，通过压力容器管嘴进入下降段环腔，在这里向下流动进入下封头，然后折流向上，进一步流入核反应堆芯。
在LOCA后喷放阶段，除了在下腔室仍保留部分液体以外，压力容器中冷却液都逐渐闪蒸为蒸汽。当安全注入冷却水开始注入后，大流量的欠冷水使蒸汽冷凝并在注入口附近形成了水塞，水塞的振荡引起进入下降腔的安注水的波动。堆芯和下降腔中的反向流动蒸汽阻止了安注水进入下降腔，直到喷放阶段结束前、反向流动蒸汽足够低时，才允许安注水进入下降腔。该阶段称为安注旁通阶段，即安注水旁通堆芯直接通过冷段破口排泄的阶段，这个阶段的时间范围约为20-30s。在LOCA后再灌水期间，虽然安注箱有较高的流量注入，但几乎没有流量通过堆芯，以至包壳温度再次上升，直到再淹没开始为止。
安全注入系统的设计是否合理，对于冷却液进入堆芯的效果十分重要，而目前现有的安全注入系统一般设计成非直接到达堆芯式结构，从而影响其应急效果；即使采用的是直接安注的方式，也由于其结构设计不合理，导致其安注效果和防旁流性差。以下分别对现有的安注系统进行必要说明：
在压水反应堆早年的设计中，安注系统的安注管是安装在一回路主管上，如我国大亚湾核电站以及后续大量建设的CPR1000反应堆，该种非直接到达堆芯式的安注系统，如中国专利公开号为CN104064230A公开的核反应堆双端安注系统。
为了提高安注有效性，一些反应堆采用了安注管安装在反应堆压力容器上的设计，如AP1000反应堆。采用主管安注，在主管断裂或破口时，可能出现安注水不能有效安注的情况。直接安注由于直接进入反应堆下降环腔，所以提高了安注有效性。
虽然直接安注提高了安注的有效性，如果设计不够合理，在主管断裂或破口时，在堆内汽体的作用下，仍然可能会出现安注效果差及旁流的情况，为了提高安注有效性，一些设计通过特定的结构设计，实现了安注流体向下转弯流动。如图1所示，美国专利公开号为US5377242公开了一种安注装置，该安注装置是在压力容器10`与吊篮20`之间设置一矩形腔室30`，直接安注管嘴40`的出口41`与此矩形腔室30`的进口相对，二者之间并未设置起到过渡作用的导流部件，从而直接使冷却液沿矩形腔室30`向压力容器10`底部流动，加快冷却液向堆芯的流动；该安注装置由于中间未设置导流装置，致使安注过程中管及压力容器10`所承受的热冲击力较大，冷却液沿矩形腔室30`向下流动不均匀，从而产生震荡，安注效果及防旁流性差。
如图2、图3a及图3b所示，美国专利公开号为US7889830B2公开了一种安注装置，该安注装置具有导流装置50`，该导流装置50`为具有沟槽51`的浅槽结构，在正对直接安注管嘴40`的位置，加工有引导冷却液改变方向的弧度结构52`，当高速的冷却液水平射入该导流装置50`内时，在弧度结构52`的导流作用下，冷却液的流动方向发生改变，即向下流动；该导流装置由于安装于吊篮20`上，受吊篮20`厚度限制，其弧度半径非常小，从而使得冷却液转弯过于剧烈，不能很好有序组织冷却液向下流动，使得冷却液向下流动时产生剧烈震荡，安注效果及防旁流性差；并且尤其增加了导流装置，且该导流装置是焊接在吊篮20`上的，给后续吊篮20`安装过程及与直接安注管嘴10`的对接工作带来一定的技术难题，并且也增加了结构的复杂性。
如图4所示，美国专利公开号为US7983377B2公开了一种安注装置，该专利公开的安注装置在吊篮20`上安装导流槽道21`，直接安注管嘴40`正对导流槽道21`的开口，一方面，当安注过程发生时，冷却液的初始流量及冲击力较大，且冷却液在导流槽道21`内的转弯半径较小，使得冷却液不能完全沿导流槽道21`有序的向下流动，使得冷却液向下流动时产生剧烈震荡，安注效果及防旁流性差。
因此，亟需一种能直接到达核反应堆芯且具有良好导流性、引导性及防旁流性的核反应堆直接安注系统。
发明内容
本发明的目的在于提供一种能直接到达核反应堆芯且具有良好导流性、引导性及防旁流性的核反应堆直接安注系统。
为实现上述目的，本发明提供了一种核反应堆直接安注系统，用于直接对核反应堆的压力容器提供冷却液，所述压力容器内设置有吊篮，核反应堆芯设置于所述吊篮内，所述压力容器与所述吊篮之间形成环腔，其中，所述核反应堆直接安注系统包括用于存储冷却液的安注冷源及用于传输冷却液的直接安注管，所述直接安注管具有入口和出口，所述入口与所述安注冷源连通，所述直接安注管穿入所述压力容器内并伸入所述环腔中，且所述出口位于所述核反应堆芯的正下方。
较佳地，所述出口朝向所述核反应堆芯。
较佳地，所述直接安注管的自由端呈弧形结构，所述自由端的末尾形成所述出口。
较佳地，所述直接安注管包括均呈中空结构的且对接连通的管体及管嘴，所述管体的开口形成所述入口，所述管嘴的开口形成所述出口，所述管嘴呈水平状的贯穿设置于所述压力容器的下封头上且所述出口位于所述核反应堆芯的正下方。
较佳地，所述核反应堆直接安注系统还包括呈中空结构的半球状的流量分配件，所述中空结构形成具有开口的流量分配腔，所述流量分配件设置于所述核反应堆芯的正下方且位于所述环腔内，所述流量分配腔的开口朝向所述核反应堆芯，所述流量分配件贯穿开设有若干分流孔，所述直接安注管穿入所述流量分配件且出口位于所述流量分配腔内。
较佳地，所述分流孔以所述流量分配件的中心为圆心均匀的分布。
较佳地，以所述流量分配件的中心为圆心等径上的分流孔大小相同。
较佳地，流量分配件上分流孔从下到上逐渐变小。
较佳地，所述直接安注管至少两根且呈对称的穿入所述压力容器内。
与现有技术相比，由于本发明核反应堆直接安注系统的直接安注管直接穿入压力容器内并伸入环腔中，且该直接安注管的出口还位于核反应堆芯的正下方，在冷却液的输送过程中具有良好导流性、引导性及防旁流性，因此当发生失水事故后，通过本发明的核反应堆直接安注系统可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯，从而对核反应堆芯进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
附图说明
图1是现有的一种安注装置结构示意图。
图2是现有的另一种安注装置结构示意图。
图3a是图2中导流装置的结构示意图。
图3b是图2中导流装置的另一视角的结构示意图。
图4是现有的又一种安注装置结构示意图。
图5是本发明核反应堆直接安注系统的第一实施例结构示意图。
图5a是沿图5中A-A线的剖视结构示意图。
图6是本发明核反应堆直接安注系统的第二实施例结构示意图。
图6a是沿图5中B-B线的剖视结构示意图。
图7是本发明核反应堆直接安注系统的第三实施例结构示意图。
图7a是沿图5中C-C线的剖视结构示意图。
图8是本发明核反应堆直接安注系统的第四实施例结构示意图。
图8a是沿图5中D-D线的剖视结构示意图。
具体实施方式
现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。
如图5-8a所示，本发明的核反应堆直接安注系统用于在发生失水事故时，可直接对核反应堆的压力容器10提供冷却液，该压力容器10内设置有吊篮20，核反应堆芯100设置于该吊篮20内，压力容器10与吊篮20之间的区域形成环腔30，核反应堆直接安注系统包括用于存储冷却液的安注冷源(图中未示)及用于传输冷却液的直接安注管40，直接安注管40具有入口41及出口42，所述入口41与所述安注冷源连通，所述直接安注管40穿入所述压力容器10内并伸入所述环腔30中，且所述出口42位于所述核反应堆芯100的正下方；由于本发明核反应堆直接安注系统的直接安注管40直接穿入压力容器10内并伸入环腔30中，且该出口42还位于核反应堆芯100的正下方，发生失水事故时，流量分配件60可防止注入的冷却剂向下降段流失、而远离堆芯，通过该直接安注管40使冷却液在输送过程中具有良好导流性、引导性及防旁流性，并且可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯，从而对核反应堆芯进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。以下分别继续结合图5-8a对本发明的核反应堆直接安注系统作进一下详细的说明：
如图5及图5a所示，为本发明所提供的核反应堆直接安注系统的第一实施例，该实施例中核反应堆直接安注系统的直接安注管40的入口41与安注冷源连通，所述直接安注管40于压力容器10上的冷热管50的上方穿入压力容器10内并伸入环腔30中，该直接安注管40在穿入压力容器10后直接呈竖直的向下延伸至压力容器10的下封头10a内，延伸至压力容器10的下封头10a的直接安注管40呈弧形结构的向核反应堆芯100的正下方进行弯折从而形成自由端43，该自由端43的末尾便形成所述直接安注管40的出口42，为了通过该直接安注管40所输送的冷却液能更好的直接到达核反应堆芯100，因此该直接安注管40的出口42朝向核反应堆芯100，具体地，在实际安装中，尽可能的使直接安注管40的出口接近核反应堆芯100；更具体地，自由端43的弧度与下封头10a的弧度基本一致，即自由端43呈平行于下封头10a而进行弯折，并且直接安注管40在经过弯折结构的自由端43后其流向进行了90°的改变，即穿入压力容器10内的直接安注管40经自由端43后进行了90°的变向；由于该核反应堆直接安注系统的直接安注管40直接穿入压力容器10内并伸入环腔30中，且该直接安注管40的出口42经过呈弯折结构的自由端43而位于核反应堆芯100的正下方，因此在发生失水事故时，流量分配件60可防止注入的冷却剂向下降段流失、而远离堆芯，通过该直接安注管40能使冷却液在输送过程中具有更好的的导流性、引导性及防旁流性，并且可更加直接的将冷却液通过直接安注管40输入到核反应堆芯100，从而对核反应堆芯100进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的进一步防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
如图6及图6a所示，为本发明所提供的核反应堆直接安注系统的第二实施例，该实施例中核反应堆直接安注系统的直接安注管40包括均呈中空结构的且对接连通的管体40a及管嘴40b，管体40a的开口形成所述入口41并与安注冷源连通，管嘴40b的开口形成所述出口42，管嘴40b呈水平状的贯穿设置于所述压力容器10的下封头10a上且所述出口42位于所述核反应堆芯100的正下方，管嘴40b穿入下封头10a后便呈水平的直接进入到位于下封头10a的环腔30内，为了通过该直接安注管40所输送的冷却液能更好的直接到达核反应堆芯100，因此该管嘴40b的出口42朝向核反应堆芯100；由于在压力容器10的下封头10a上设置了管嘴40b，通过该管嘴40b能方便的与在压力容器10外侧接入安注冷源的管体40a连通，在压力容器10内侧，管嘴40b直接伸入到核反应堆芯100的正下方，因此在发生失水事故时，流量分配件60可防止注入的冷却剂向下降段流失、而远离堆芯，通过该直接安注管40能使冷却液在输送过程中具有更好的的导流性、引导性及防旁流性，并且可更加直接的将冷却液通过直接安注管40输入到核反应堆芯100，从而对核反应堆芯100进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的进一步防止了失水事故扩展为超设计基准事故。该实施方式值得注意的是：由于管嘴40b标高较低(设置在下封头10a上)，如果管嘴40b或靠近管嘴40b的管体40a部分发生破裂，可能造成压力容器10内冷却液的全部流失，所以管嘴40b和靠近管嘴40b的管体40a部分的管壁需满足较高结构应力要求，在实际情况下，本领域技术人员根据本发明所提供技术方案，无需任何创造性的劳动即可选择适合要求的管壁来进行施工，以止破裂现象的发生。
如图7及图7a所示，为本发明所提供的核反应堆直接安注系统的第三实施例，该实施例在图5及图5a所示的第一实施例基础上增加了流量分配件60，该流量分配件60呈中空结构的半球状，所述中空结构形成具有开口(图中未标)的流量分配腔61，所述流量分配件60设置于所述核反应堆芯100的正下方且位于所述环腔30内，即该流量分配件60设置于压力容器10的下封头10a内，所述流量分配腔61的开口朝向所述核反应堆芯100，所述流量分配件60贯穿开设有若干分流孔62，直接安注管40的自由端43直接穿入所述流量分配件60且出口42位于所述流量分配腔61内；由于该核反应堆直接安注系统的直接安注管40直接穿入压力容器10内并伸入环腔30中，且直接安注管40的呈弯折结构的自由端43直接穿入所述流量分配件60且出口42位于所述流量分配腔61内，并且该出口42位于核反应堆芯100的正下方，因此在发生失水事故时，流量分配件60可防止注入的冷却剂向下降段流失、而远离堆芯，通过该直接安注管40及流量分配件60的配合能使冷却液在输送过程中具有更好的的导流性、引导性及防旁流性，并且可更加直接的将冷却液通过直接安注管40与流量分配件60的配合输入到核反应堆芯100，从而对核反应堆芯100进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的进一步防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
如图8及图8a所示，为本发明所提供的核反应堆直接安注系统的第四实施例，该实施例在图6及图6a所示的第二实施例基础上增加了流量分配件60，该流量分配件60呈中空结构的半球状，所述中空结构形成具有开口(图中未标)的流量分配腔61，所述流量分配件60设置于所述核反应堆芯100的正下方且位于所述环腔30内，即该流量分配件60设置于压力容器10的下封头10a内，所述流量分配腔61的开口朝向所述核反应堆芯100，所述流量分配件60贯穿开设有若干分流孔62，直接安注管40的管嘴40b呈水平状的贯穿下封头10a及流量分配件60，并使得直接安注管40的管嘴40b所形成的出口42位于所述核反应堆芯100的正下方，为了通过该直接安注管40所输送的冷却液能更好的直接到达核反应堆芯100，因此该管嘴40b的出口42朝向核反应堆芯100；由于在压力容器10的下封头10a上设置了管嘴40b，通过该管嘴40b能方便的与在压力容器10外侧接入安注冷源的管体40a连通，在压力容器10内侧还设置有流量分配件60，管嘴40b直接伸入到流量分配件60内且出口42位于核反应堆芯100的正下方，因此在发生失水事故时，流量分配件60可防止注入的冷却剂向下降段流失、而远离堆芯，通过该直接安注管40及流量分配件60的配合能使冷却液在输送过程中具有更好的的导流性、引导性及防旁流性，并且可更加直接的将冷却液通过直接安注管40与流量分配件60的配合输入到核反应堆芯100，从而对核反应堆芯100进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的进一步防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
为了进一步提升流量分配件60与直接安注管40的配合来确保发生失水事故时，本发明的核反应堆直接安注系统能及时有效的将冷却液直接输入到核反应堆芯100，本发明还具有如下较优实施方式：
结合图7-图8a所示，较佳者，所述分流孔62以所述流量分配件60的中心为圆心O均匀的分布。
结合图7-图8a所示，较佳者，以所述流量分配件60的中心O为圆心等径上的分流孔62大小相同。
结合图7-图8a所示，较佳者，所述流量分配件60的分流孔62从下到上逐渐变小；即，每个水平高度上的分流孔62大小相同，不同水平高度的分流孔62在竖直方向上形成多排孔，位于上排的分流孔62比其下排的分流孔62孔径小。
为了进一步提升直接安注管的输送冷却液的效率和均匀性，结合图5-图8a所示，较佳者，所述直接安注管40至少两根且呈对称的穿入所述压力容器10内；本领域技术人员在本发明所提供的技术方案的前提下，根据具体实际情况的需求，无需任何创造性的劳动即可选择出所需直接安注管40的数量，因此在此不再详细的说明。
结合图5-图8a所示，由于本发明核反应堆直接安注系统的直接安注管40直接穿入压力容器10内并伸入环腔30中，且该直接安注管40的出口42还位于核反应堆芯100的正下方，在冷却液的输送过程中具有良好导流性、引导性及防旁流性，因此当发生失水事故后，通过本发明的核反应堆直接安注系统可直接将冷却液通过直接安注管输入到核反应堆芯100，从而对核反应堆芯100进行及时的冷却和硼化，大大的控制和缓解事故的升级，有效的防止了失水事故扩展为超设计基准事故。
另，本发明所涉及的压力容器10、吊篮20、核反应堆芯100及用于存储冷却液的安注冷源的具体结构及工作原理，均为本领域普通技术人员所熟知的，在此不再作详细的说明。
以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。
Claims (8)
1.一种核反应堆直接安注系统，用于直接对核反应堆的压力容器提供冷却液，所述压力容器内设置有吊篮，核反应堆芯设置于所述吊篮内，所述压力容器与所述吊篮之间形成环腔，其特征在于：所述核反应堆直接安注系统包括用于存储冷却液的安注冷源及用于传输冷却液的直接安注管，所述直接安注管具有入口和出口，所述入口与所述安注冷源连通，所述直接安注管穿入所述压力容器内并伸入所述环腔中，且所述出口位于所述核反应堆芯的正下方，所述直接安注管的自由端呈弧形结构，所述自由端的末尾形成所述出口。
2.如权利要求1所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：所述出口朝向所述核反应堆芯。
3.如权利要求1所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：所述直接安注管包括均呈中空结构的且对接连通的管体及管嘴，所述管体的开口形成所述入口，所述管嘴的开口形成所述出口，所述管嘴呈水平状的贯穿设置于所述压力容器的下封头上且所述出口位于所述核反应堆芯的正下方。
4.如权利要求1所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：还包括呈中空结构的半球状的流量分配件，所述中空结构形成具有开口的流量分配腔，所述流量分配件设置于所述核反应堆芯的正下方且位于所述环腔内，所述流量分配腔的开口朝向所述核反应堆芯，所述流量分配件贯穿开设有若干分流孔，所述直接安注管穿入所述流量分配件且出口位于所述流量分配腔内。
5.如权利要求4所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：所述分流孔以所述流量分配件的中心为圆心均匀的分布。
6.如权利要求5所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：以所述流量分配件的中心为圆心等径上的分流孔大小相同。
7.如权利要求6所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：所述流量分配件上分流孔从下到上逐渐变小。
8.如权利要求1-7中任一项所述的核反应堆直接安注系统，其特征在于：所述直接安注管至少两根且呈对称的穿入所述压力容器内。
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