CN104751908A - 核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及核电站堆芯冷却水应急注入的技术领域，公开了核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道分别连通所述反应堆压力容器及水箱，两所述第二管道分别对应连通两第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别对应连通两所述第二管道。当核电站处于事故工况时，水箱中的冷却水可以通过第一管道、移动泵以及第二管道形成的回路，注入反应堆压力容器中，避免堆芯的燃料包壳被熔化，以致堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿的现象，即使反应堆压力容器熔穿之前，通过注入冷却水，堆芯长期处于冷却状态，避免燃料外泄，避免核污染现象的发生。

Description

核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统

技术领域

本发明涉及核电站堆芯冷却水应急注入的技术领域，尤其涉及核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统。

背景技术

核电厂在100％功率运行情况下，发生全厂断电事故，这种核电站事故工况可能长期持续。在该核电站事故工况长期持续的情况下，此时，包括专设的安全设施以及核安全相关关系在内的所有交流电动泵都不能运行，这样，大量蒸汽和发射性物质则会通过破口释放到反应堆厂房内，且此时，放置在安全壳内的反应堆压力容器中的堆芯，需要大量的散热，带走堆芯中热量，避免堆芯熔毁或者导致反应堆压力容器被熔穿的严重后果。

在安全壳中设有蒸发器，一般情况下，依靠蒸发器的导热来带走反应堆压力容器中的热量，而在核电站事故工况下，蒸发器传热失效的概率较大，且此时出现蒸发器传热失效时，反应堆则只能通过连接在其上的一回路中的冷却水来带走堆芯的热量，且如果在核电站事故工况下，一回路的正常状态无法工作，且现有的核电站中并未设置堆芯冷却水应急注入系统，从而，则难以带走反应堆压力容器中的堆芯的热量，从而，当安全壳内的反应堆压力容器中的堆芯无法及时恢复堆芯冷却时，则会直接导致反应堆堆芯熔毁或压力容器被熔穿的严重事故后果，导致核燃料外泄，对外界环境造成核污染。

发明内容

本发明的目的在于提供核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，旨在解决现有技术中，核电站事故工况时，蒸发器无法传热带走反应堆压力容器中的堆芯的热量，堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿，导致核燃料外泄以及污染环境大气的问题。

本发明是这样实现的，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，堆芯位于反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器置于安全壳的厂房内，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道均连通所述反应堆压力容器内的一回路的主管道及水箱，两所述第二管道分别对应连接于两所述第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别通过连接管对应连通两所述第二管道。

进一步地，各所述第二管道上设有两第二隔离阀及连接口，所述连接口置于两所述第二隔离阀之间，两第二管道上的连接口通过所述连接管分别连接于所述移动泵的出水口及进水口。

进一步地，所述水箱上连接有溢流管道，所述溢流管道设有用于与补水管线连接的补水接口。

进一步地，所述溢流管道上设有两第一隔离阀，所述补水接口设于两第一隔离阀之间。

进一步地，所述溢流管道上设有逆流阀，所述逆流阀设于所述补水接口的上游。

进一步地，所述溢流管道上的补水接口设于核电站的厂房的墙外。

进一步地，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括移动平台，所述移动泵置于所述移动平台上。

进一步地，所述移动平台为拖车，所述拖车上设有用于放置移动泵的平台。

进一步地，所述移动泵为柴油电机驱动。

进一步地，于1.5MPa的背压下，所述移动泵的注水流量速度范围为110m³/h～120m³/h。

与现有技术相比，当核电站处于事故工况时，水箱中的冷却水可以通过第一管道、移动泵以及第二管道形成的回路，注入反应堆压力容器中，对其中的堆芯进行冷却，这样，可以避免堆芯的燃料包壳被熔化，以致堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿的现象，或者，即使在堆芯熔穿反应堆压力容器之前，通过该堆芯冷却水应急注入系统注入冷却水，可以使得堆芯长期处于冷却状态，避免燃料外泄，避免核污染现象的发生。

附图说明

图1是本发明实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统的主视示意图；

图2是本发明实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统的局部主视示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

如图1～2所示，为本发明提供的较佳实施例。

以下结合具体附图对本发明的实现进行详细的描述。

本实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统1，其运用在如下工况中，即当核电站全厂停电，且核电站二次侧无法给蒸发器注入冷却水，反应堆通过蒸发器传热失效的工况下。

在实际情况中，反应堆压力容器3中装置了堆芯，且该反应堆压力容器3放置在安全壳2中，安全壳2为预应力钢筋混泥土制成，其厚度较大，这样，其对反应堆起到保护作用，即使反应堆压力容器3爆裂，安全壳2依旧可以将反应堆中核燃料限制在其内的厂房21中，避免其泄漏至外部环境中。

安全壳2作为核电站第三道防护结构，其中具有厂房21，在其厂房21内放置有反应堆压力容器3，堆芯则放置在反应堆压力容器3中。这样，堆芯则处于反应堆压力容器3以及安全壳2的双重保护结构中，当核电站处于事故工况时，如果反应堆压力容器3中没有及时注入冷却水，堆芯的反应余热将造成堆芯熔融，并且在堆芯没有得到有效冷却的情况下，其散发的热量将熔穿反应堆压力容器3，从而堆芯暴露在安全壳2中，当安全壳2反应堆压力容器3在高压熔堆的情况下，安全壳2则可能会因超压损坏，导致放射性物资外泄，导致核污染。

本实施例中，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统1包括两列第一管道102、移动泵106以及两列第二管道103，其中，两第一管道102的一端连通换料水箱101，另一端通过反应堆冷却剂回路连通反应堆压力容器3内的一回路的主管道，也就是两第一管道102均连通水箱101及反应堆压力容器3，这样，在核电站处于正常状态下，其可以正常运作，水箱101中的冷却水直接通过该两第一管道102注入反应堆中，并淹没反应堆压力容器3中的堆芯，通过该冷却水可以带走堆芯的热量，可以有效防止堆芯中燃料包壳熔化，堆芯中燃料的温度不会达到1024°，可以保证堆芯中燃料包壳的完整性，实现严重事故预防。

当核电站处于事故工况时，上述的正常运作作态则不能实现，从而无法实现给反应堆压力容器3中注入冷却水。

两第二管道103分别对应连通两第一管道102，上述的移动泵106具有进水口及出水口，移动泵106的进水口及出水口分别通过连接管对应与两第二管道103连通，这样，水箱101、两个第一管道102、移动泵106以及第二管道103以及反应堆压力容器3之间则形成一个回路。

这样，当核电站处于事故工况时，此时，完全依靠第一管道102向反应堆压力容器3中注水已经失效，此时，需要对堆芯进行冷却水应急注入，分别将移动泵106的进水口及出水口对应通过连接管分别连通两第二管道103，这样，在移动泵106的作用下，水箱101中的水经由一第一管道102，并分别通过一第二管道103、连接管及移动泵106，再进入另一第二管道103及另一第一管道102中，最后被注入反应堆压力容器3中，淹没堆芯，对堆芯实现冷却效果。

利用本实施例中的堆芯冷却水应急注入系统1，无论核电站处于正常状态，或者处于事故状态，其都可以满足给反应堆压力容器3中的堆芯进行注水，冷却堆芯，避免堆芯的燃料包壳熔化，避免反应堆压力容器3中的压力及温度升高，进而，避免堆芯熔毁或反应堆压力容器3被熔穿的严重后果。

即使在核电站发生事故前，本实施例中的堆芯冷却水应急注入系统1未能启动，在反应堆压力容器3被堆芯熔穿之前，启动该堆芯冷却水应急注入系统1，也可以防止堆芯熔化后的熔融物重置下封头和反应堆压力容器3失效，使得堆芯长期处于冷却状态。

两第一管道102的一端分别形成连接在水箱101上的取水口，另一端形成连接在反应堆压力容器3上的注入口，当核电站处于正常状态时，水箱101中的冷却水经由第一管道102的取水口进入第一管道102中，并经由第一管道102的注入口，冷却水进入反应堆压力容器3中；当核电站处于事故状态时，此时，由于第二管道103及移动泵106的接入，水箱101中冷却水通过一第一管道102的取水口进入，依序经由一第一管道102、一第二管道103、连接管、移动泵106、另一第二管道103以及另一第一管道102，最后冷却水经由另一第一管道102的注入口，进入反应堆压力容器3中，对堆芯进行冷却。

为了保证水箱101中的冷却水足够使用，水箱101上设置有溢流管道104线104，核电站处于正常状态时，该溢流管道104线104主要用于溢流处水箱101中的冷却水，也就是说，当水箱101中的冷却水高于某个高度，或者水箱101中已经装满冷却水时，过多的冷却水可以通过该溢流管道104流至外部。

在上述的溢流管道104上设置有补水接口，且该补水接口连接有补水管线，这样，补水管线的一端连接在补水接口，另一端可以与外部的水源连通，从而当水箱101中的冷却水不足使用时，外部水源的水可以经由补水管线，通过补水接口进入水箱101中，从而实现源源不断给水箱101补水的效果，避免水箱101中的冷却水不够使用的现象。

具体地，在溢流管道104上设置有两个第一隔离阀109，上述的补水接口设置在两第一隔离阀109之间，这样，当核电站处于正常状态时，两个第一隔离阀109处于关闭隔离状态，且补水接口采用盲板法兰进行封堵；当核电站处于事故状态下，水箱101需要补水时，两个第一隔离阀109打开，使得外部的冷却水可以经由补水管线进入水箱101中。

为了避免从而补水管线进入的冷却水，由溢流管道104线104逆流至处，溢流管道104线104上设有逆流阀，该逆流阀设置在补水接口的上游，其限制了冷却水的单向流向，避免冷却水朝水箱101的反方向流出。

本实施例中，溢流管道104线104的补水接口布置在厂房的墙外，且补水管线采用不锈钢管。

在实际情况中，为了避免堆芯的燃料熔化，控制准则是要使燃料包壳的温度低于1024°，通过对事故的分析计算可知，堆芯的燃料包壳的温度要达到1204°的时间是2.7h，而此时，一次侧的压力约为5MPa，也就是说第一管道102中的压力为5MPa。这样，如果核电站在发生事故以后，在事故后的7800s以后，也就是约130mins左右，可以通过手动打开一次侧中的稳压器的安全阀，对一次侧进行泄压，也就是第一管道102进行泄压。在泄压后，也就是事故后的8870s，堆芯中的燃料包壳的温度达到最高的温度，为1091°，伺候，安注箱打开，燃料包壳的温度则开始下降，3.2h后，一次侧的压力下降到2MPa以下，并且，一次侧的压力基本维持在1MPa左右，此时，如果一次侧的临时注水可以继续注入冷却水，对堆芯进行冷却，且可以保证堆芯的燃料包壳不存在熔化的风险。

因此，本实施例中，为了保证堆芯的燃料包壳不会存在被熔化的风险，对移动泵106的要求如下，在1.5MPa的背压下，其控制的注水流量是120m3h，平衡压力低于2MPa。

如果核电站发生事故后，本实施例中的堆芯冷却水应急注入系统1的启动，超过事故后的3.2h，为了使得冷却水可以重新淹没堆芯，经验表明，堆芯在蒸干后的45mins内，冷却水重新淹没堆芯，此时，终止堆芯进一步恶化是很可能成功的，此时，移动泵106控制的注水流量需要在110m3h～120m3h，而从保守的角度而言，要求移动泵106控制的注水量至少为120m3h。

本实施例中，各第二管道103上分别设置有两第二隔离阀107，且各第二管道103上分别设有连接口110，利用上述的连接管，可以使得两第二管道103分别与移动泵106的出水口以及进水口连通，也就是，一连接管的一端连接在移动泵106的出水口，另一端连接在一第二管道103的连接口110，另一连接管的一端连接在移动泵106的进水口，另一端连接在另一第二管道103的连接口110，从而实现移动泵106与两第二管道103之间的连通。

核电站处于事故状态时，各第二管道103上的一隔离阀处于关闭状态，从而两第一管道102、移动泵106以及两第二管道103之间形成回路结构，可以实现给反应堆压力容器3中的堆芯注入冷却水。

为了便于移动泵106的位置移动，以及快速的将补水管路进行连接，本实施例中，堆芯冷却水应急注入系统1还包括移动平台，移动泵106放置在该移动平台上，利用移动平台的移动功能，当核电站出现事故时，可以快速的将移动泵106移动到位，并且，移动泵106在使用过程中，为了应急各种突发事件，或根据事故的情况，利用移动平台，可以方便的改变放置位置。

具体地，上述的移动平台可以是拖车，其上设有用于放置移动泵106的放置平台，直接可以将移动泵106放置在该放置平台上，并进行固定，从而便于移动平台的快速移动。

当然，拖车下设置有用于移动的滚轮，当然，也可以采用其它结构来进行移动，例如轨道配合导轨等，或者其它更加便捷的结构方式。

本实施例中，移动泵106为柴油机驱动，当然，根据功率需求的不同，其也可以是由其它的动力元件驱动。

为了实现本实施例中的冷却水应急注入为低压注入，本实施例中，各第一管道102中分别设有低压安注泵，并且，该低压安注泵设置在第二管道103与第一管道102连接处的下游。

在核电站处于事故工况时，通过对两第二管道103中的第二隔离阀107进行调节，例如打开或关闭，从而使得第一管道102与第二管道103之间形成闭合回路，连通水箱101及安全壳2，从而可以显示对安全壳2内堆芯的冷却水注入。

以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，堆芯位于反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器置于安全壳的厂房内，其特征在于，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道均连通所述反应堆压力容器内的一回路的主管道及水箱，两所述第二管道分别对应连接于两所述第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别通过连接管对应连通两所述第二管道。

2.如权利要求1所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，各所述第二管道上设有两第二隔离阀及连接口，所述连接口置于两所述第二隔离阀之间，两第二管道上的连接口通过所述连接管分别连接于所述移动泵的出水口及进水口。

3.如权利要求1所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述水箱上连接有溢流管道，所述溢流管道设有用于与补水管线连接的补水接口。

4.如权利要求3所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述溢流管道上设有两第一隔离阀，所述补水接口设于两第一隔离阀之间。

5.如权利要求3所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述溢流管道上设有逆流阀，所述逆流阀设于所述补水接口的上游。

6.如权利要求3所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述溢流管道上的补水接口设于核电站的厂房的墙外。

7.如权利要求1至6任一项所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括移动平台，所述移动泵置于所述移动平台上。

8.如权利要求7所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述移动平台为拖车，所述拖车上设有用于放置移动泵的平台。

9.如权利要求1至6任一项所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，所述移动泵为柴油电机驱动。

10.如权利要求1至6任一项所述的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，其特征在于，于1.5MPa的背压下，所述移动泵的注水流量速度范围为110m³/h～120m³/h。