CN1050460A - 压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统 - Google Patents
压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1050460A CN1050460A CN90107833A CN90107833A CN1050460A CN 1050460 A CN1050460 A CN 1050460A CN 90107833 A CN90107833 A CN 90107833A CN 90107833 A CN90107833 A CN 90107833A CN 1050460 A CN1050460 A CN 1050460A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- mentioned
- reactor
- steam generator
- hydroecium
- water
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
一压水反应堆,其改进在堆芯衰变热导出系统包
括第一水源,连接到二回路系统的减压装置和第二水
源。在蒸汽发生器接垂直方向安装的情况下,蒸汽发
生器入口接管的位置布置在低于压力容器出口接管
的位置;而在蒸汽发生器按水平方向安装的情况下,
在其入口水室上装有一根排气管。第二水源具有足
够的水容量,当该水源连接管道上的阀门打开时,排
出的水至少使热段管道和冷段管道淹没。
Description
本发明涉及到压水反应堆,特别涉及到堆芯衰变热导出系统,这一系统在压水反应堆中属于应急堆芯冷却系统。
图4概括地表示了一个在典型的两环路压水反应堆中采用以前设计方案的一回路冷却系统,该系统包括有二台蒸汽发生器2和二台一回路冷却剂泵3,在一回路系统的设备中包括有反应堆压力容器1、蒸汽发生器2、一回路冷却剂循环泵3、由一回路冷却剂管道5和7组成并将这些设备连接成一个闭合回路的一回路冷却环路6、与一回路冷却环路6连接的稳压器4等。
在反应堆压力容器1内堆芯10中加热了的冷却剂从压力容器1经过每个环路6的热段管道5被输送到垂直安装的蒸汽发生器2中的U形传热管8内,在这里同传热管8外面流过的二回路冷却剂进行热交换,一回路冷却剂在蒸汽发生器2内冷却后由一回路冷却剂循环泵3加压,经过冷段管道7再回到反应堆压力容器1内。
但是,在可能产生的一回路系统中压力大幅度下降且应急堆芯冷却系统投入运行的事故中,例如,在一回路系统中管道位置9处发生管道断裂以后的失水事故期间,由于一回路冷却剂从管道断裂位置9流出到系统之外,堆芯一度发生裸露。在这种情况下,虽然可以采取措施使反应堆在这种事故发生后马上停堆,但即使反应堆停堆以后堆芯仍有衰变热产生,因为堆芯中存在着核燃料。万一堆芯的裸露状态长期继续並使堆芯不能得到充分冷却的话,就可以认为由于衰变热将会产生堆芯熔化那样的最坏情况。因此,在失水事故中将应急堆芯冷却水注入一回路系统中,使注入的冷却水快速有效地进入堆芯並在堆芯内积聚起来,这是十分重要的。为此设置了应急堆芯冷却系统。
以前设计的应急堆芯冷却系统由下述三个系统组成:包括有蓄压水注水箱12的蓄压水注入系统;包括有高压注入泵19或其它同类设备的高压注入系统(高压注入泵需要有外部动力源,如交流电源);包括有低压注入泵18或其它同类设备的低压注入系统(低压注入泵同样需要外部动力源,如交流电源)。图4中只表示出一个蓄压水注入箱12,而通常的做法是一回路系统的每一个环路都使用一个注入箱。蓄压水注入箱12内装有含硼水13,并在其上部空间充以氮气11加压。在发生失水事故时,随着一回路系统中压力的降低,止回阀15便自动打开,从而使含硼水13经管道注入到一回路系统的冷段管道7中。此外,低压注入泵18和高压注入泵19以换料时给反应堆换料腔室充水用的贮存有含硼水的换料水箱20作为水源,並在设计上采取措施,在与一回路系统中压力下降测量装置(图中未表示)相连接的控制器的控制下,依次起动高压注水泵19和低压注水泵18,使换料箱中的水注入到一回路系统中。
把反应堆冷停堆情况下用的余热排出泵用作为低压注水泵18。由于低压注入泵18还与反应堆安全壳下部的地坑(图中未表示)相连,使得在换料水箱20中的水消耗完后可以用下部地坑中收集到的水进行再循环,因此,低压注入系统中需要有热交换器(图中未表示)来冷却再循环水。
而且,换料水箱20还与安全壳喷淋系统相连接,用来减少从反应堆安全壳16泄漏出去的放射性物质。安全壳喷淋系统包括有需要有外部动力源(例如交流电源)的安全壳喷淋泵21、热交换器22以及安全壳喷淋头23。热交换器22以及上面提到的低压注入系统中热交换器的二次侧连接到反应堆辅助系统(图中未表示)的冷却管道,並应采取措施,将热量从反应堆辅助系统传递到海水管道中去。
如上所述,虽然压水反应堆中以前设计的应急堆芯冷却系统在蓄压水注入系统方面可能没有什么问题,也就是在发生失水事故后用上述的蓄压水注入箱12可以将大量的应急冷却水紧急注入到一回路系统的冷段管道7中,从而使反应堆压力容器1中保持有水。但是,应急堆芯冷却系统依靠主要由电动设备组成的安全系统(称之为“能动式安全系统”),以便补充由于长时期内产生的堆芯衰变热而蒸发和消耗掉的大量冷却剂。这些电动设备如上面提到的低压注入泵和高压注入泵,它们需要外部的动力源(例如交流电源)。
虽然能动式安全系统从容量集中和扩大事故预防能力的观点来说是很好的,但其操作规程复杂,运行可靠性较差,而且不能说该系统在安全上完全没有问题,因为该系统中包括有如水泵那样需要外部动力源(如交流电源)的某些设备。
本发明的目的是提供一种改进了的堆芯衰变热导出系统,该系统通过使用有限的电动设备(例如具有高度可靠性的阀门),实际上可以非能动地导出堆芯衰变热。
按照本发明的一种装置,设置了一个应用于压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统。该反应堆包括:装有顶盖、一回路冷却剂入口接管和出口接管的反应堆压力容器;设置在该压力容器内的堆芯;垂直方向安装的蒸汽发生器,其下部为一回路水室,由隔板将其分隔成入口水室和出口水室,对应在入口水室和出口水室中设置一回路冷却剂的入口接管和出口接管,数量众多的U形管的两端分别与入口水室和出口水室相连;与蒸汽发生器相连接的二回路冷却系统,蒸汽发生器装有入口管道和出口管道,用来循环输送U形管外的二回路冷却剂。该反应堆还包括:一回路冷却剂循环泵;用于连接反应堆压力容器出口接管与蒸汽发生器入口接管的热段管道;经一回路冷却剂循环泵用于连接蒸汽发生器出口接管与压力容器入口接管的冷段管道。这一堆芯衰变热导出系统包括:与压力容器顶盖相接的第一减压装置;布置在高于二回路系统的位置、经带有阀门的管道与二回路系统相接的第一水源;与二回路系统相连的第二减压装置;布置在高于热段管道和冷段管道位置的第二水源,第二水源通过带有阀门的管道连通到压力容器内。另外,蒸汽发生器装有入口接管,布置在低于反应堆压力容器出口接管的位置;上述的第二水源具有足够的容量,当第二水源连接管道上的阀门打开时,排出的水至少能把热段管道和冷段管道淹没。
按照本发明的另一种装置,设置了一个应用于压水反应堆的堆芯衰变热导出系统。该反应堆包括:装有顶盖、一回路冷却剂入口接管和出口接管的反应堆压力容器;设置在该压力容器内的堆芯;蒸汽发生器,它有一个一回水室,由隔板将其分隔应入口水室和出口水室,在这些水室中分别对应装有一回路冷却剂的入口接管和出口接管,数量众多的U形管的两端分别与入口水室和出口水室相连;与蒸汽发生器相连的二回路系统,蒸汽发生器装有入口管道和出口管道,用来循环输送U形管外的二回路冷却剂。该反应堆还包括一回路冷却剂循环泵;用于连接反应堆压力容器出口接管与蒸汽发生器入口接管的热段管道;经一回路冷却剂循环泵用于连接蒸汽发生器出口接管与压力容器入口接管的冷段管道。这一堆芯衰变热导出系统包括:布置在高于二回路系统位置、经带有阀门的管道同二回路系统相接的第一水源;与二回路系统相连的减压装置;布置在高于热段管道和冷段管道位置的第二水源,该水源通过带有阀门的管道连通到反应堆压力容器内。另外,蒸汽发生器按水平方向安装,在其入口水室上装有一根排气管;上述的第二水源具有足够的容量,当第二水源连接管道上的阀门打开时,至少能把热段管道和冷段管道淹没在水中。
反应堆正常运行时,一回路冷却剂经过反应堆压力容器入口接管上连接的冷段管道进入压力容器,在反应堆芯中加热后从压力容器的出口接管流出,流过热段管道,再从蒸汽发生器的入口水室、经过U形传热管内部流到出口水室,从出口水室流出经一回路冷却剂循环泵加压再回到压力容器中。当一回路冷却剂在传热管内流过时,它同管外流过的二回路冷却剂进行热交换,由此得到冷却;另一方面,二回路冷却剂被加热並蒸发变为蒸汽,蒸汽用来推动汽轮机发电。
如果由于一回路系统中管道破裂等事故而发生失水事故,按照本发明设计的堆芯衰变热导出系统便投入工作,以便防止发生可预计的最严重事故,例如由于衰变热造成堆芯熔化。
更详细地说,当一回路系统中失水的同时产生压力下降时,减压装置动作,经过压力容器顶盖连接管道上的阀门把不可冷凝气体(例如堆芯中产生的氢气、氧气和其它同类气体)排出到安全壳中;同时还使第二水源连接管道上的阀门打开,使第二水源中的水注入到安全壳中。由于第二水源布置在高于热段和冷段管道的位置,而且具有足够大的容量,当上述阀门打开时,水便在静压差的作用下排出,並使热段和冷段管道被淹没。
因此,不可冷凝气体不会经过一回路系统的破口位置流进该系统中,而且根据前已叙述的本发明的第一种装置,由于蒸汽发生器入口接管设置得比压力容器的出口接管位置高而在上述接管之间形成环路管段密封(loop seal);而根据本发明的第二种装置,由于蒸汽发生器按水平方向安装而且其水室装有带阀门的排气管。因此不可冷凝气体不会阻碍流经传热管的一回路冷却剂自然循环。
为了达到利用一回路冷却剂的自然循环同蒸汽发生器中二回路冷却剂进行的热交换而排出堆芯衰变热的目的,通过二回路系统上连接的第二减压装置的动作,使二回路系统减压;通过打开高于二回路系统位置的第一水源的阀门,使该水源中的水由于静压差的作用注入到二回路系统中,因而同自然循环流经传热管内的一回路冷却剂进行热交换,这样,堆芯中的衰变热便通过蒸汽发生器排出。
按照本发明,由于在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间设置了防止气体聚集的装置,堆芯产生的不可冷凝气体在失水事故时不会阻碍冷却剂的自然循环。利用蒸汽发生器就可在一回路系统的环路内实现冷却剂自然循环,而不需要依靠原来设计的主要由电动设备组成的安全系统(称之为“能动式安全系统”),因此,操作规程简单,安全系统的可靠性很高。上面所述的电动设备如低压注入泵和高压注入泵,它们需要外部的动力源(如交流电源)。
通过参见对本发明推荐的具体装置所作的下述说明和附图,将会对本发明前已提到的以及其它方面的目标、特点和优点有更好的了解。
在附图中,图1是一个压水反应堆的示意图,其中包括有按照本发明推荐的第一种装置设计的堆芯衰变热导出系统;
图2表示了图1所示压水反应堆一回路系统中设置的环路管段密封的局部放大剖面图;
图3是一个压水反应堆的示意图,但其中包括的是按照本发明推荐的第二种装置设计的堆芯衰变热导出系统;
图4也是一个压水反应堆的示意图,其中包括有采用原来设计的堆芯衰变热导出系统。
下面参考附图並结合推荐的具体装置对本发明进行较详细的说明,应注意到附图中采用相同的参考号表示相同的或相当的元、部件。
图1和图2中表示了按照本发明推荐的第一种装置设计的应急堆芯冷却系统,它应用了压水堆核电厂中。通常,压水堆核电厂根据其输出功率不同包括一个由二至四个环路构成的一回路系统。在图1所示的例子中,表示了二环路核电厂(图中仅示出一个环路)的一回路系统,它相应地包括有二台蒸汽发生器2和二台一回路冷却剂泵3。在一回路系统的设备中,包括有:反应堆压力容器1;蒸汽发生器2;一回路冷却剂循环泵3;由热段管道5和冷段管道7组成並将上述设备连接成一个闭合回路的一回路冷却环路6;以及一台稳压器4。这些设备装在反应堆安全壳16内。
一回路冷却剂在反应堆压力容器1内的堆芯10中加热后,从压力容器1的出口接管1a流出,经过相应环路中的热段管道5,再经蒸汽发生器2的入口接管2a流进蒸汽发生器的水室2b,並由此输送到U形传热管(U形管)8中,在这里一回路冷却剂同沿着传热管8流过的二回路冷却剂进行热交换。经过蒸汽发生器2中这样冷却后的一回路冷却剂,从蒸汽发生器内出口接管2c流出,经一回路冷却剂循环泵3增压,再经冷段管道7从压力容器的入口接管1b返回到压力容器1内。
蒸汽发生器2中的水室2b通过隔板2d分隔成装有入口接管2a的热段侧(入口水室)以及装有出口接管2c的冷段侧(出口水室)。U形传热管8穿过管板2e使其一端与热段侧相通,另一端同冷段相通。
此外,如图2清晰可见,由于垂直型蒸汽发生器2的设置方式使其入口接管2a的位置低于反应堆压力容器1的出口接管1a的位置,在压力容器出口接管1a与蒸汽发生器入口接管2a之间的管道部分形成了环路管段密封17,它可在事故中起到阻止不可冷凝气体(例如氢气)、不可溶解气体或其它同类气体流进蒸汽发生器2的作用。形成这种环路管段密封17的目的是阻止不可冷凝气体流进蒸汽发生器2。
蒸汽发生器2与给水管道(入口管道)28和蒸汽管道(出口管道)29相连接,构成二回路系统,二回路给水从给水管道28流进蒸汽发生器的二次侧同流过传热管8的一回路冷却剂进行热交换,给水被加热变成蒸汽,蒸汽从蒸汽发生器2经过蒸汽管道29排出输送到汽轮机(图中未表示)。给水管道28经过装有阀门31的管道。32连接到凝结水箱30(第一水源),蒸汽管道29与装有大容量卸压阀(第二减压装置)35的管道36相连,例如,对于输出功率为300,000KWe级的反应堆,卸压阀的直径为10英寸。凝结水箱应布置在至少高于给水管道28的位置。
稳压器4上接有管道25,该管道连接有多个大容量的卸压阀(在图示的装置中有2个),例如,对于输出功率为300,000KWe级的反应堆,卸压阀的直径为8英寸。反应堆压力容器1的顶盖1c上接有管道27,该管道上装有排气阀(第一减压装置)26並通向安全壳16。
此外,在至少高于一回路冷却环路6的热段管道5和冷段管道7的某个位置,安装有应急贮存水箱(第二水源)50。该贮存水箱装备有直接将贮存水注入安余壳16的阀门33以及将贮存水注入反应堆压力容器1的阀门34。
图1中的阀门26、31、34、33、35均表示出一个,每一种阀门都是多重设置、关联连接的,形成为一个冗余系统。
在采用上述结构的应急堆芯冷却系统中,当控制器(图中未表示)在事故期间从压力监测仪表(图中未表示)接到一回路系统中第一个压力下降信号时,压力容器顶盖1c连接管道27上的排气阀26便在该控制器的控制下打开,把可能阻碍冷却剂自然循环(将在后面说明)的不可冷凝气体(如反应堆堆芯20中产生的氢气、氧气、氮气及其它同类气体)同蒸汽一起从反应堆压力容器1排出到安全壳16内。
另外,在上述压力下降信号的作用下,稳压器4的卸压阀24同时打开,因此一回路系统中的压力能够很早下降。
当一回路系统中的压力进一步降低因而产生第二个信号时,应急贮存水箱50的阀门33和34便打开,由于静压差的作用使贮存水注入到安全壳16和堆芯10中。由于阀门33和34打开引起水的注入,至少会使一回路冷却环路6中的热段管道5和冷段管道7淹没。
另一方面,在上述第一个信号或某一独立信号的作用下,打开二回路系统上连接的蒸汽发生器2的卸压阀35,于是使蒸汽发生器二次侧的压力下降到大气压力附近;此后再打开凝结水箱30的阀门31,由于静压差的作用使凝结水箱30中的水注入到蒸汽发生器的二次侧。
当达到这种状况的时候,安全壳内的水至少会充到超过热段管道5和冷段管道7的液位,导致失水事故的断裂位置9也会被水淹没。因此,堆芯10中产生的衰变热,会通过堆芯10中水的自然循环、安全壳16中水的自然循环以及完好的一回路冷却环路6中水的自然循环,传递给蒸汽发生器2;在同一台蒸汽发生器2中,同凝结水箱30注入到二次侧中的水进行热交换,这样便可排出衰变热。在这样的自然循环中,由于断裂位置9被淋没,不可冷凝气体不会从这里进入;另外,即使在完好的一回路冷却环路6的冷却剂中含有不可冷凝气体,也会在环路管段密封17位置阻止不可冷凝气体进入到蒸汽发生器2的传热管8中,因为在蒸汽发生器的入口接管2a侧形成环路管段密封17,这些气体不可能到达传热管8的位置。
下面,结合图3所示的第二种装置对本发明进行说明,通过对推荐的第一种装置与第二种装置之间的不同点来进行说明。
在图3中,安全壳16的外面包上一个外屏蔽37,它同安全壳的外表面分开设置,这个外屏蔽最好采用钢板结构。另外,在安全壳16内部,由混凝土墙39隔成一个环状的高位水箱(第二水源)38,高位水箱38中充满水。在图示的具体装置中,高位水箱38比堆芯10向上高出10米左右,以便可在静压差的作用下进行注水,这在后面将作说明;高位水箱38还起到以前说明过的换料水箱30的作用,参见图4。
在推荐的第一种装置中,装有卸压阀24的管道25通向安全壳内的空间;而在推荐的第二种装置中,装有卸压阀24的管道25穿过混凝土墙39延伸到高位水箱38内。
此外,在推荐的第一种装置中,在压力容器1的出口接管1a与蒸汽发生器的入口接管2a之间形成有环路管段密封17,在压力容器1的顶盖1c上装有排气阀26,以便阻止不可冷凝的气体到达传热管8的位置,因为图1所示装置中采用的是垂直型式的蒸汽发生器2。而在推荐的第二种装置中,由于蒸汽发生器40是水平方向安装的,在相当于环路管段密封17的位置,将装有气体排放阀41的管道(排气管)42连接到水室40a热段侧的入口水室。
此外,将阀门31接到凝结水箱30的管道32中,並装有一台备用的电动给水泵44作为备用。
下面将对推荐的第二种装置在发生失水事故时应急堆芯冷却系统的运行情况进行说明。
在事故的早期阶段,一回路系统内的压力按照高压至中压变化,此时为了向堆芯注入冷却水,最好的办法是迅速降低一回路系统的压力並使用蓄压水注入箱12。为此,如果压力监测仪表在事故早期探测到一回路系统中的压力下降並由控制器发出第一个信号的话,为了尽早地使一回路系统中的压力下降到低于蓄压水注入箱12(第二水源)的工作压力(在图示装置中为50kg/cm2左右),应打开稳压器4的卸压阀12並使蒸汽迅速排放到高位水箱38中(而不排放到安全壳16内的室间)。于是一回路系统中的压力降低到低于蓄压水注入箱12的工作压力,因而使蓄压水排放到压力容器1中,使堆芯10得到冷却。
在事故的中期,一回路系统内的压力保持在中压-低压的水平,此时为了向堆芯注入冷却水,需要大量的水。如果要利用蓄压水注入箱,则使该装置变得太大,于是便使用大容量的高位水箱38。因此,当压力监测仪表探测到一回路系统压力进一步下降而且控制器输出第二个信号时,装在冷段管道7与高位水箱38之间连接管道45上的阀门46被打开,从而使高位水箱38中的水由于静压差的作用而注入到压力容器1中,堆芯10便得到冷却。事故进程达到这一步时,依靠蓄压水注入箱12和高位水箱38中贮存的水,至少会使一回路冷却环路6的热段管道5和冷段管道7被水淹没。
这样,一旦发生失水事故,便将应急堆芯冷却水注入到一回路系统中,而且可使注入的冷却水快速有效地进入压力容器並在压力容器中积聚起来。
另一方面,在此后的长期冷却阶段中,当一回路系统中的压力同安全壳内的压力变得接近相等时,可以依靠自然循环使淹没堆芯的水流过蒸汽发生器40,因而排出堆芯10中的衰变热。为此,在打开卸压阀35使蒸汽发生器二次侧的压力降低以后,打开凝结水箱30的连接管道32上的阀门31,使凝结水箱30中的水在静压差的作用下注入到二次侧的给水管道28中。
当达到上述状况时,安全壳内的水至少会充到超过一回路冷却环路6的热段管道5和冷段管道7的液位,造成失水事故的断裂位置9也会被水淹没。因此,如同推荐的第一种装置中的情况一样,堆芯10中产生的衰变热,会通过堆芯10中水的自然循环、安全壳16中水的自然循环以及完好的一回路冷却环路6中水的自然循环,传递给蒸汽发生器40。在同一台蒸汽发生器40中,通过传热管同凝结水箱30注入到二次侧的水进行热交换,使水产生沸腾,蒸汽通过卸压阀35排放到大气中,这样衰变热便被排出。在上面所述的自然循环中,由于断裂位置9被淹没,不可冷凝气体不会经过断裂位置进入;而且即使在完好的一回路冷却环路6的冷却剂中含有不可冷凝气体,由于在蒸汽发生器40的水室40a热段侧上安装的管道42的排气阀41被打开,不会使不可冷凝气体聚集起来,而使之排放到安全壳的内部空间中,因此它们也决不会阻碍自然循环。
如上所述,按照本发明,由于在反应堆压力容器与蒸汽发生器之间设置了防止气体聚集的装置,堆芯产生的不可冷凝气体在失水事故时不会阻碍冷却剂的自然循环。利用蒸汽发生器就可在一回路系统的环路内实现冷却剂自然循环,而不需要依靠原来设计的主要由电动设备组成的安全系统(称之为“能动式安全系统”),因此,运行操作简单,安全系统的可靠性很高。上面所述的电动设备如低压注入泵和高压注入泵,它们需要外部的动力源(如交流电源)。
此外,在推荐的具体装置中,由于装有卸压阀的管道在其一端连接到稳压器,而在其另一端通向高位水箱,因此在事故中可以降低安全壳内部空间的压力,而不必依靠原来设计中包括安全壳喷淋泵(电动设备)的安全壳喷淋系统,这非常有助于改进安全系统的可靠性。
由于在设计中可能要对上述结构作很多修改但又不偏离本发明的精神,因此必须把上述说明的以及附图表示的内容理解为既是说明性的而又不是限制性的。
Claims (5)
1、一个应用于压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统,这一压水反应堆配备有下述设备;装有顶盖、一回路冷却剂入口接管和出口接管的反应堆压力容器;设置在该压力容器内的堆芯;垂直方向安装的蒸汽发生器,其下部为一回路水室,由隔板将其分隔成入口水室和出口水室,对应在入口水室和出口水室中设置一回路冷却剂的入口接管和出口接管,数量众多的U形管的两端分别与上述的入口水室和出口水室相连;与上述蒸汽发生器相连接的二回路系统,蒸汽发生器装有入口管道和出口管道,用来循环送上述U形管外的二回路冷却剂,该反应堆还配备有:一回路冷却剂循环泵;用于连接上述反应堆压力容器出口接管与上述蒸汽发生器入口接管的热段管道;经上述的一回路冷却剂循环泵用于连接上述蒸汽发生器出口接管与上述压力容器入口接管的冷段管道,这一压水反应堆的特点在于上述的堆芯衰变热导出系统包括:与上述压力容器顶盖相接的第一减压装置;布置在高于上述二回路系统的位置、经带有阀门的管道与上述二回路系统相接的第一水源;与上述二回路系统相连的第二减压装置;布置在高于上述热段管道和冷段管道位置的第二水源,第二水源通过带有阀门的管道连通到上述的压力容器内,这一压水反应堆的特点还在于:上述的蒸汽发生器装有入口接管,布置在低于上述压力容器出口接管的位置;上述的第二水源具有足够的容量,当第二水源连接管道上的阀门打开时,排出的水至少能把上述的热段管道和冷段管道淹没。
2、按照权利要求1的应用于压水反应堆的堆芯衰变热导出系统,特征在于:接到上述压力容器顶盖的第一减压装置通向安全壳内。
3、一个应用于压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统,这一压水反应堆配备有下述设备:装有顶盖、一回路冷却剂入口接管和出口接管的反应堆压力容器;设置在该压力容器内的堆芯;蒸汽发生器,它有一个一回路水室,由隔板将其分隔成入口水室和出口水室,在这些水室中分别对应装有一回路冷却剂的入口接管和出口接管,数量众多的U形管的两端分别与上述的入口水室和出口水室相连;与上述蒸汽发生器相连接的二回路系统,蒸汽发生器装有入口管道和出口管道,用来输送上述U形管外的二回路冷却剂,该反应堆还配备有:一回路冷却循环泵;用于连接上述反应堆压力容器出口接管与上述蒸汽发生器入口接管的热段管道;经上述的一回路冷却剂循环泵用于连接上述蒸汽发生器出口接管与上述压力容器入口接管的冷段管道,这一压水反应堆的特征在于上述的堆芯衰变热导出系统包括有:布置在高于二回路系统位置、经带有阀门的管道同二回路系统相接的第一水源;与二回路系统相连的减压装置;布置在高于热段管道和冷段管道位置的第二水源,该水源通过带有阀门的管道连通到反应堆压力容器内,这一压水反应堆的特点还在于:上述的蒸汽发生器按水平方向安装,在其入口水室上装有一根排气管;上述的第二水源具有足够的容量,当第二水源连接管道上的阀门打开时,至少能把上述的热段管道和冷段管道淹没在水中。
4、按照权利要求3的应用于压水反应堆的堆芯衰变热导出系统,特征在于:
在与一回路冷却环路连接的稳压器上设置有减压装置,该减压装置连接到上述的第二水源。
5、按照权利要求3的应用于压水反应堆的堆芯衰变热导出系统,特征在于:
上述的第二水源建造在安全壳以内,由混凝土墙环形分隔而应。
Applications Claiming Priority (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP108576/89 | 1989-09-19 | ||
JP10857689 | 1989-09-19 | ||
JP6722190 | 1990-06-27 | ||
JP67221/90 | 1990-06-27 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1050460A true CN1050460A (zh) | 1991-04-03 |
CN1024229C CN1024229C (zh) | 1994-04-13 |
Family
ID=26408401
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN90107833A Expired - Fee Related CN1024229C (zh) | 1989-09-19 | 1990-09-18 | 压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0418701B1 (zh) |
CN (1) | CN1024229C (zh) |
DE (1) | DE69009367T2 (zh) |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101521049B (zh) * | 2008-02-29 | 2012-07-18 | 株式会社东芝 | 被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂 |
CN103871504A (zh) * | 2012-12-13 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂一回路事故排气系统 |
CN104520941A (zh) * | 2012-04-17 | 2015-04-15 | 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 | 用于核反应堆系统中的衰变热去除的辅助冷凝器系统 |
CN105225710A (zh) * | 2015-08-26 | 2016-01-06 | 西南石油大学 | 循环回路系统的堆芯模拟体和蒸汽发生器模拟体设计方法 |
CN108417282A (zh) * | 2018-05-11 | 2018-08-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构 |
CN113257446A (zh) * | 2021-04-07 | 2021-08-13 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 一种高温气冷堆用氚碳取样器 |
CN114220575A (zh) * | 2021-11-09 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种全范围非能动安注系统 |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
JP2999053B2 (ja) * | 1992-02-27 | 2000-01-17 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉プラント |
FR2718879B1 (fr) * | 1994-04-13 | 1996-07-19 | Framatome Sa | Procédé de refroidissement du cÓoeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression pendant un arrêt à froid et circuit primaire pour la mise en Óoeuvre du procédé de refroidissement. |
DE19752668A1 (de) * | 1997-11-27 | 1999-06-02 | Siemens Ag | Vorrichtung zur Zufuhr eines neutronenabsorbierenden Fluides in den Primärkreislauf eines Druckwasserreaktors und Verfahren zur Erhöhung der Neutronenabsorption in einem solchen Primärkreislauf |
CN202887746U (zh) * | 2012-08-20 | 2013-04-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统 |
CN103335466B (zh) * | 2013-03-29 | 2015-09-23 | 北京航空航天大学 | 核热源功率测量装置的冷却及超温保护系统 |
CN105427910B (zh) * | 2015-12-28 | 2018-07-06 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统 |
CN108414406B (zh) * | 2018-04-27 | 2024-04-12 | 华北电力大学 | 一种超临界视窗实验系统 |
CN109817354A (zh) * | 2018-12-29 | 2019-05-28 | 中国原子能科学研究院 | 一种千瓦级水下核反应堆电源 |
CN110085334B (zh) * | 2019-03-28 | 2022-06-14 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 热管式非能动余热排出系统 |
CN110010255B (zh) * | 2019-04-08 | 2023-12-15 | 南华大学 | 一种铅冷快堆余热排出系统及排出方法 |
WO2021138806A1 (zh) * | 2020-01-07 | 2021-07-15 | 中广核研究院有限公司 | 核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法 |
CN111508626A (zh) * | 2020-04-28 | 2020-08-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于超大型压水堆的三环路反应堆冷却剂系统 |
CN112201379B (zh) * | 2020-09-07 | 2023-01-31 | 深圳大学 | 用于海洋环境的固有安全一体化小型核电源 |
CN112967824A (zh) * | 2021-02-05 | 2021-06-15 | 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 | 一种用于水下核动力无人潜航器的非能动余热排出系统 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3718539A (en) * | 1971-03-31 | 1973-02-27 | Combustion Eng | Passive nuclear reactor safeguard system |
DE2217398A1 (de) * | 1972-04-11 | 1973-10-25 | Siemens Ag | Kernreaktor |
FR2466839A1 (fr) * | 1979-10-02 | 1981-04-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee |
FR2584228B1 (fr) * | 1985-07-01 | 1987-12-24 | Framatome Sa | Dispositif de refroidissement de secours a surete intrinseque d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
-
1990
- 1990-09-10 DE DE69009367T patent/DE69009367T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-09-10 EP EP90117428A patent/EP0418701B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-09-18 CN CN90107833A patent/CN1024229C/zh not_active Expired - Fee Related
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN101521049B (zh) * | 2008-02-29 | 2012-07-18 | 株式会社东芝 | 被动冷却减压系统以及加压水型原子能发电厂 |
CN104520941A (zh) * | 2012-04-17 | 2015-04-15 | 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 | 用于核反应堆系统中的衰变热去除的辅助冷凝器系统 |
US9728281B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-08 | Bwxt Mpower, Inc. | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor |
CN103871504A (zh) * | 2012-12-13 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂一回路事故排气系统 |
WO2014090142A1 (zh) * | 2012-12-13 | 2014-06-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂一回路事故排气系统 |
CN105225710A (zh) * | 2015-08-26 | 2016-01-06 | 西南石油大学 | 循环回路系统的堆芯模拟体和蒸汽发生器模拟体设计方法 |
CN105225710B (zh) * | 2015-08-26 | 2017-06-23 | 西南石油大学 | 循环回路系统的堆芯模拟体和蒸汽发生器模拟体设计方法 |
CN108417282A (zh) * | 2018-05-11 | 2018-08-17 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种反应堆回路以及具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构 |
CN113257446A (zh) * | 2021-04-07 | 2021-08-13 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 一种高温气冷堆用氚碳取样器 |
CN114220575A (zh) * | 2021-11-09 | 2022-03-22 | 中国核电工程有限公司 | 一种全范围非能动安注系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0418701B1 (en) | 1994-06-01 |
CN1024229C (zh) | 1994-04-13 |
DE69009367T2 (de) | 1994-12-01 |
EP0418701A1 (en) | 1991-03-27 |
DE69009367D1 (de) | 1994-07-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1050460A (zh) | 压水反应堆中的堆芯衰变热导出系统 | |
CN103383865B (zh) | 用于核反应堆的被动应急给水系统 | |
CN1062376C (zh) | 具有应急冷却装置的核反应堆以及冷却方法 | |
KR101242746B1 (ko) | 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템 | |
CN107393605A (zh) | 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法 | |
US11830631B2 (en) | Nuclear reactor cooling system that can discharge steam into refueling water | |
CN112885490B (zh) | 一种一体化非能动先进小堆 | |
KR100813939B1 (ko) | 안전보호용기를 구비한 일체형원자로의 피동형비상노심냉각설비 | |
CN109903863B (zh) | 一种安全注入系统及核电系统 | |
CN105957567A (zh) | 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统 | |
CN113860415A (zh) | 核电厂应急给水箱除氧方法、给水系统及催化除氧装置 | |
CN1201019C (zh) | 用于冶金炉的冷却系统 | |
CA1143485A (en) | Secondary coolant circuit for nuclear-reactors of the liquid-metal type | |
CN1010139B (zh) | 具有高温反应堆的核电站 | |
CN113990535B (zh) | 一种一体化熔盐堆换热器及其非能动余热排出系统 | |
KR20010076565A (ko) | 원자력 발전소의 피동이차응축시스템 | |
FI63128C (fi) | Reaktoranlaeggning | |
US4113559A (en) | Method of removing the decay heat of radioactive fission products | |
US4299660A (en) | Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor | |
CN1166675A (zh) | 核反应堆冷却管路内流体的回收装置 | |
KR20050007332A (ko) | 원자로의 핵연료 봉에 대한 중간저장설비 및 그러한중간저장설비의 운전방법 | |
JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
KR100238459B1 (ko) | 가압경수로의콘크리트격납용기용피동격납용기냉각시스템 | |
JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
CN113380433A (zh) | 核电厂非能动专设安全系统及供水系统 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant | ||
C15 | Extension of patent right duration from 15 to 20 years for appl. with date before 31.12.1992 and still valid on 11.12.2001 (patent law change 1993) | ||
OR01 | Other related matters | ||
C19 | Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |