CN105741887A - 核电站非能动堆腔注水系统及方法 - Google Patents

Abstract

一种核电站非能动堆腔注水系统及方法，该系统包括设于反应堆厂房外的蓄压容器和水箱，蓄压容器通过连接管道与水箱连接，水箱通过注水管道与反应堆堆腔连接，在连接管道与注水管道上设有控制部件，所述控制部件在事故发生时启动而使水箱中的水注入至反应堆堆腔内。本发明的方法通过在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，通过蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而可在满足注水量功能需求的同时，进一步减少设备设计困难。本发明不仅可降低系统的总体布置难度，缓解安全壳内布置紧凑的压力，降低设备、控制部件及相关仪表的可靠性要求，而且可大大提高安全性，降低检修难度，降低检修人员的辐照剂量，并可有效防止放射性物质释放到安全壳外。

Description

核电站非能动堆腔注水系统及方法

技术领域

本发明涉及核电领域，特别涉及一种核电站非能动堆腔注水系统及方法。

背景技术

在核电厂严重事故工况下，需向反应堆堆腔内注入足够水量进行反应堆压力容器(RPV)外部冷却，并与其他安全功能(如回路卸压等)同时作用以保持压力容器的完整性，从而可将堆芯熔融物滞留于压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆外现象(安全壳直接加热、熔融物-混凝土反应等)发生。在这个过程中，堆芯熔融物衰变热量通过RPV壁面传出，并由注入堆腔的水带走这些热量。采用堆腔注水系统可以确保压力容器完整性，大大降低安全壳失效的可能性。即使压力容器失效，堆腔注水系统也能大幅减少堆芯熔融物与混凝土相互作用而产生的气体，如氢气、一氧化碳和二氧化碳等，降低由于氢气燃爆而引发的安全壳压力冲击波的风险；此外，采用堆腔注水系统还可同时洗涤由堆芯碎片释放的裂变产物，降低放射性释放量。

国际原子能机构IAEA导则NS-G-1.10的6.5节明确要求实际消除由于底板熔穿导致安全壳后期损坏的严重事故工况，因此，为更好的提高核电厂应对严重事故能力，需在已有的能动堆腔注水系统基础上，增加非能动堆腔注水系统。此外，依据福岛核事故的经验教训，在发生严重事故时，需要进一步考虑全厂断电事故(SBO)及SBO柴油机丧失的工况，此时能动堆腔注水失去动力，无法及时实施，因此需要增设非能动堆腔注水系统。

目前现有的非能动堆腔注水系统均通过布置在反应堆厂房内的高位水箱以及相应的管道、阀门实现非能动堆腔注水功能。当发生严重事故时，需要非能动堆腔注水启动，操作员通过远程操作开启相应管道上的阀门，高位水箱中的水通过重力注入到堆腔中，以确保反应堆压力容器的完整性。现有的这种非能动堆腔注水系统，由于其需在安全壳内设置高位水箱，其大大增加了安全壳厂房的总体布置，同时还减小了安全壳的自由容积，其经济成本较高。此外，这种非能动堆腔注水系统的运行维护只能在机组换料停堆期间进行，且由于设备、阀门以及相关仪表都设于反应堆厂房内，其大大增加了检修维护的难度和检修人员的辐照剂量，同时对阀门、仪表的要求更高，其需要足够可靠的电源才能确保系统在严重事故后投入运行。

发明内容

本发明旨在解决上述问题，而提供一种结构简单，可减少设计困难，降低检修难度，并可提高使用安全性的核电站非能动堆腔注水系统及方法。

为解决上述问题，本发明提供了一种核电站非能动堆腔注水系统，其包括设于反应堆厂房外的用于为水箱注水提供注水压力的蓄压容器及用于储水并向反应堆堆腔提供注水的水箱，所述蓄压容器通过连接管道与所述水箱连接，所述水箱通过注水管道与反应堆堆腔连接，在所述连接管道与注水管道上设有控制管道贯通的控制部件，所述控制部件在事故发生时启动而使水箱中的水注入至反应堆堆腔内。

进一步地，在所述连接管道上设有控制所述蓄压容器的出口压力，以使蓄压容器的出口压力降至安全范围内并使蓄压容器的出口压力稳定的第一减压阀及控制所述蓄压容器与水箱连通或隔离的第一电动隔离阀。

进一步地，在所述注水管道上设有控制所述水箱与反应堆堆腔连通或隔离的第二电动隔离阀及限制注水管道中水流量的限流件。

进一步地，在设于反应堆厂房内的注水管道上设有防止反应堆堆腔内的物质倒流至所述注水管道中的第一止回阀。

进一步地，该核电站非能动堆腔注水系统与核电厂的能动堆腔注水系统贯通连接，其连接点设于所述限流件与所述反应堆厂房之间的注水管道上。

进一步地，在所述限流件与所述连接点之间设有防止所述能动堆腔注水系统的水朝所述水箱方向流动的第二止回阀，在所述能动堆腔注水系统与连接点之间设有防止所述注水管道中的水流入所述能动堆腔注水系统的第三止回阀。

进一步地，在所述蓄压容器上设有用于排气以进行检修和测试的第一排气管道、控制所述蓄压容器与外界大气贯通或隔离的第四隔离阀、防止蓄压容器超压的第一安全阀，所述第一排气管道与所述蓄压容器贯通，所述第四隔离阀设于所述第一排气管道上。

进一步地，在所述水箱上设有用于排气以进行检修和测试的第二排气管道、用于排水的排水管道、控制所述水箱与外界大气贯通或隔离的第五隔离阀、控制所述排水管道贯通或闭塞的第六隔离阀以及防止水箱超压的第二安全阀，所述第二排气管道及排水管道分别与所述水箱贯通，所述第五隔离阀设于所述第二排气管道上，所述第六隔离阀设于所述排水管道上。

进一步地，在所述注水管道靠近反应堆堆腔一端的近端处设有调试用的手动阀，所述注水管道通过安全贯穿件而由反应堆厂房外贯通至反应堆堆腔内。

此外，本发明还在于提供一种核电站非能动堆腔注水方法，该方法包括如下步骤：

S1、在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，并使蓄压容器与水箱通过连接管道连接，使水箱与反应堆堆腔通过注水管道连接；

S2、在连接管道和注水管道上设置控制部件，利用控制部件控制连接管道与注水管道的贯通；

S3、开启控制部件，使蓄压容器为水箱提供注水压力，使水箱中的水在蓄压容器的压力下通过注水管道注入至反应堆堆腔内。

进一步地，在连接管道上设置第一减压阀，利用第一减压阀控制蓄压容器的出口压力，使蓄压容器的出口压力降至安全范围内，使蓄压容器的出口压力稳定。

进一步地，在所述连接管道上设置第一电动隔离阀、第二电动隔离阀和限流件，利用第一电动隔离阀控制蓄压容器与水箱连通或隔离，利用第二电动隔离阀控制水箱与反应堆堆腔连通或隔离，利用限流件限制注水管道中水流量，当需注水时，开启该第一电动隔离阀和第二电动隔离阀。

进一步地，在注水管道上设置第一止回阀，利用第一止回阀阻止反应堆堆腔内的物质倒流至注水管道中。

进一步地，当需注水时，开启第一电动隔离阀和第二电动隔离阀，使水箱持续注水3～5小时，然后关闭第一电动隔离阀和第二电动隔离阀，开启核电站的能动堆腔注水系统进行注水。

进一步地，注水时，所述水箱在蓄压容器提供的注水压力下持续注水4小时后停止注水。

进一步地，在注水管道上设置第二止回阀，利用第二止回阀防止核电站的能动堆腔注水系统朝水箱方向注水。

本发明的有益贡献在于，其有效解决了上述问题。本发明通过在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，通过蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而可在满足注水量功能需求的同时，进一步减少设备设计困难。本发明的核电站非能动堆腔注水系统相比与现有的非能动堆腔注水系统，其具有以下优点：

1、由于本发明的主要设备、控制部件及相关仪表设置在反应堆厂房外，其相比现有技术，大大降低了系统的总体布置难度，可有效缓解安全壳内布置紧凑的压力，并可大大降低设备、控制部件及相关仪表的可靠性要求，降低系统的经济成本。

2、本发明的核电站非能动堆腔注水系统不需高位布置，其具有较强的抗震性和稳定性。

3、本发明的系统备用时，蓄压容器与水箱之间相互隔离，水箱处于微正压状态，设备可靠性较高；且由于蓄压容器，系统注水后水箱压力仍高于安全壳内环境压力，其可有效防止放射性物质释放到安全壳外，进一步提高安全性。

4、相比于现有技术，本发明的核电站非能动堆腔注水系统检修维护方便，其不需工作人员进入到反应堆厂房内，其可大大减少检修人员的辐照剂量。

5、本发明在注水管道上连接有旁路注入管道，其可保证水箱注水量满足基本功能需求的同时进一步减少总的注水量。

附图说明

图1为本发明的系统结构原理示意图。

具体实施方式

为了解决现有非能动堆腔注水系统依靠水的重力进行高位注水而带来的种种弊端，本发明提出了一种新型的核电站非能动堆腔注水系统及一种新型的核电站非能动堆腔注水方法。本发明通过在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，利用蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而可在满足注水量功能需求的同时，进一步减少设备设计困难，提高系统的抗震性和稳定性，降低系统的经济成本，并可大大提高系统的安全性，降低系统检修难度，减少系统的总注水量，避免现有的非能动堆腔注水系统所存在的各种问题。本发明的核电站非能动堆腔注水系统不仅可以运用于新建的核电厂，而且可以应用于正在修建或已建成的核电厂，其具有很强的适应性，并具有很强的可行性，易于实施。

为了更清楚地说明本发明的技术方案，以下结合附图及实施例，对本发明的技术方案进行进一步详细说明，显而易见地，下面描述仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些实施例获得其他的实施例。

如图1所示，本发明的核电站非能动堆腔注水系统包括蓄压容器1、水箱2、控制部件、注水管道4及连接管道3等。

所述蓄压容器1用于为水箱2注水提供注水压力，其内部存储有气体介质，以提供注水所需的高压，从而方便系统需注水时，依靠其压强而驱动水箱2中的水通过注水管道4注入至反应堆堆腔5内。所述蓄压容器可选用公知的蓄压容器，或可根据系统所需的性能参数而定制。该蓄压容器1的强度、塑性、冲击韧性、抗辐照性、耐压性等各项指标均应满足核电厂安全使用需求。如图1所示，所述蓄压容器1通过连接管道3与所述水箱2贯通连接。本实施例中，在所述连接管道3上依次设有1个第一减压阀7和1个第一电动隔离阀8，即本实施例中，设于所述连接管道3上的控制部件包括1个第一减压阀7和1个第一电动隔离阀8。其他实施例中，也可根据需要设置多个第一电动隔离阀8，以进一步加强未注水时水箱2与蓄压容器1的隔离效果，进一步保证系统安全。

如图1所述，所述第一减压阀7用于控制蓄压容器1的出口压力，即蓄压容器1的出口处气体介质的压力，使蓄压容器1的出口压力降低至所需的安全范围值内，并使蓄压容器1的出口压力自动保持稳定，以确保水箱2的注入流量近似恒定。所述第一减压阀7可选用公知的活塞式或弹簧薄膜式减压阀。所述第一减压阀7的性能参数应满足核电厂的安全使用需求。所述第一电动隔离阀8用于控制连接管道3的通断，以实现蓄压容器1与水箱2的贯通或隔离，该第一电动隔离阀8可选用公知的电动隔离阀，其性能应满足核电厂控制需求。

所述水箱2用于储水而向反应堆堆腔5提供注水。该水箱2的容积和储水量根据系统要求而设置。为将水箱2中的水注入至反应堆堆腔5内，所述水箱2通过注水管道4与反应堆堆腔5连接。具体地，在所述反应堆厂房6墙壁上设有安全贯穿件23，所述注水管道4的一端与所述水箱2连接，其另一端穿过所述安全贯穿件23而延伸至反应堆堆腔5内，从而使该注水管道4与反应堆堆腔5内部贯通。所述安全贯穿件23选用公知的安全贯穿件。

为实现注水管道4的注水控制，在所述注水管道4上设有控制部件。设于注水管道4上的控制部件包括控制管道贯通的电动隔离阀、限制注水流量的限流件、防止管道中的水倒流的止回阀等。本发明的主要要点在于，通过在反应堆厂房外设置蓄压容器1和水箱2，利用蓄压容器1的为水箱2提供注水压力，从而使水箱2中的水注入至反应堆堆腔5内，以实现非能动注水控制，而所述控制部件的作用在于控制系统的注水启动，其设置方式不局限于本实施例所述，本实施例以下所述的各控制部件的连接方式，仅为较佳的实施方案之一：

本实施例中，在所述注水管道4上依次设有第二电动隔离阀9、限流件10、第二止回阀12、第三电动隔离阀24、第一止回阀11及手动阀22。其中，所述第二电动隔离阀9、限流件10、第二止回阀12、第三电动隔离阀24设于反应堆厂房6外，所述第一止回阀11及手动阀22设于反应堆厂房6内。所述第二电动隔离阀9用于控制所述水箱2与反应堆堆腔5之间的连通或隔离，其可选用公知的电动隔离阀。所述限流件10为限流孔板，其用于控制注水管道4的注水流量。所述第二止回阀12用于防止注水管道4中的水朝水箱2方向倒流，其可选用公知的止回阀。由于注水管道4较长，为进一步加强注水安全性，严格控制所述水箱2与反应堆堆腔5之间的连通或隔离，所述第三电动隔离阀24设置于距离反应堆厂房6较近的位置处，该第三电动隔离阀24可选用公知的电动隔离阀。所述第一止回阀11用于防止反应堆堆腔5内的物质流入注水管道4中，其设于反应堆厂房6内，并距离注水管道4的末端较近，该第一止回阀11可选用公知的止回阀。所述手动阀22用于调试和定期试验，其可选用公知的手动阀。需说明的是，虽然本发明的核电站非能动堆腔注水系统在反应堆厂房6内设置了第一止回阀11和手动阀22，但本系统的主体架构是布置于反应堆厂房6外，其相比于现有的主体架构布置于反应堆厂房内的非能动堆腔注水系统，本发明的安全性更高，施工难度更低。

如图1所示，在所述第二止回阀12和第三电动隔离阀24之间设有连接核电厂的能动堆腔注水系统的连接点。实施时，在所述第二止回阀12和第三电动隔离阀24之间的注水管道4上连接T型或Y型三通类器件，使三通器件的两端分别与所述注水管道4连接，第三端与能动堆腔注水系统连接，从而可将能动堆腔注水系统与本发明的核电站非能动堆腔注水系统有机结合起来，使之可共用部分相同的注水管道4进行注水，以节约经济成本。所述三通器件即为本发明的系统与现有的能动堆腔注水系统的连接点。为避免本发明的核电站非能动堆腔注水系统与现有的能动堆腔注水系统相互影响，在所述连接点与现有的能动堆腔注水系统之间设有第三止回阀13。该第三止回阀13可防止所述注水管道4中的水流入所述能动堆腔注水系统中，而影响现有的能动堆腔注水系统的正常运行。

为保证蓄压容器1的安全工作，在所述蓄压容器1上设有调节气压平衡的第一安全阀16，该第一安全阀16可选用公知的安全阀16，其可防止蓄压容器1超压。此外，在所述蓄压容器1上设有第一排气管道14，在所述第一排气管道上设有第四隔离阀15。所述第四隔离阀15用于控制所述蓄压容器1与外界大气贯通或隔离，以便于对蓄压容器1定期进行排气检修、测试等。本实施例中，所述第一排气管道14设于所述蓄压容器1的上部，其他实施例中，所述第一排气管道14也可设置在所述蓄压容器1的侧边或其他位置。为保证蓄压容器1内充有足够的气体介质以产生足够的注水压强，在所述蓄压容器1上连接有补气装置。该补气装置可选用公知的补气装置，其可弥补因检修或事故导致蓄压容器1内气体介质泄漏而造成的压强降低等问题。

同理，为保证水箱2的安全工作，在所述水箱2上设有第二排气管道17、排水管道18、第五隔离阀19、第六隔离阀20及第二安全阀21。本实施例中，所述第二排气管道17设于所述水箱2的上部，其他实施例中，其可设于水箱2的侧边等位置。所述第五隔离阀19设于所述第二排气管道17上，其用于控制所述水箱2与外界大气贯通或隔离，以便于对水箱2定期进行排气检修、测试等。所述排水管道18设于所述水箱2的底部，以便于水箱2需排水时可将其内储存的水排除彻底。所述第六隔离阀20设于所述排水管道18上，其用于控制所述排水管道18贯通或闭塞。所述第二安全阀21用于防止水箱2超压，其可选用公知的安全阀，其可自动调节水箱2内的气压平衡，以维持水箱2正常安全的使用。本实施例中，所述第二排气管道17、排水管道18、第五隔离阀19及第六隔离阀20均可选用公知的器件。

藉此，便形成了本发明的核电站非能动堆腔注水系统。当该核电站非能动堆腔注水系统备用时，所述第一电动隔离阀8、第二电动隔离阀9、第三电动隔离阀24处于关闭状态。当发生严重事故，需本发明的核电站非能动堆腔注水系统投入运行时，工作人员远程手动开启蓄压容器1与水箱2之间的第一减压阀7、第一电动隔离阀8及注水管道4上的第二电动隔离阀9及第三电动隔离阀24，水箱2中的水在蓄压容器1的压力作用下通过所述注水管道4不断注入反应堆堆腔5内。当该系统持续注水时间达到4小时时，隔离本发明的核电站非能动堆腔注水系统，关闭第一电动隔离阀8和第二电动隔离阀9，即可启动能动堆腔注水系统进行注水。由于在距现有的能动堆腔注水系统连接点较近处设有第二止回阀12，能动堆腔注水系统的水借助本系统的部分注水管道4而朝反应堆堆腔5内注水，以进一步保证反应堆厂房6的安全性。待注水完毕后，需停止能动堆腔注水和非能动堆腔注水，远程手动关闭所述第三电动隔离阀24。

此外，本发明还提供了一种核电站非能动堆腔注水方法，该方法的主要要点在于，在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，利用蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而改变传统的高位设置水箱，利用水重力注水的方法，改善现有方法所存在的多种问题。具体地，本发明的核电站非能动堆腔注水方法包括以下步骤：

S1、在反应堆厂房6外设置蓄压容器1和水箱2，使蓄压容器1与水箱2通过连接管道3连接，使水箱2与反应堆堆腔5通过注水管道4连接；

S2、在连接管道3和注水管道4上设置控制部件，利用控制部件控制连接管道3与注水管道4的贯通；

S3、开启控制部件，使蓄压容器1为水箱2提供注水压力，使水箱2中的水在蓄压容器1的压力下通过注水管道4注入至反应堆堆腔5内。

步骤S1中，所述蓄压容器1上可如图1所示设置第一排气管道14、第四隔离阀15和第一安全阀16。第一安全阀16用于调节气压平衡，防止蓄压容器1超压，保证蓄压容器1安全工作。第四隔离阀15设于第一排气管道14上，其用于定期进行排气检修、测试等。此外，还可在所述蓄压容器1上连接补气装置，通过补气装置补充因检修或事故导致蓄压容器1内气体介质泄漏的气体介质。

步骤S1中，所述水箱2上可如图1所示设置第二排气管道17、排水管道18、第五隔离阀19、第六隔离阀20及第二安全阀21。其中，第五隔离阀19设于第二排气管道17上，用于控制所述水箱2与外界大气贯通或隔离，以便于对水箱2定期进行排气检修、测试等。第六隔离阀20设于所述排水管道18上，其用于控制排水管道18贯通或闭塞，以便于在需排水时将水箱2中的水排除彻底。第二安全阀21用于防止水箱2超压，自动调节水箱2内的气压平衡，以维持水箱2正常安全的使用。

步骤S2中，所述控制部件包括控制管道贯通的电动隔离阀、限制注水流量的限流件、防止管道中的水倒流的止回阀等。具体地，本实施例中，所述控制部件包括依次设置的第一减压阀7、第一电动隔离阀8、第二电动隔离阀9、限流件10、第二止回阀12、第三电动隔离阀24、第一止回阀11及手动阀22。其他实施例中，可根据本实施例所描述的方法做出适应性的修改，以实现本发明相同的目的和技术效果。

具体地，在连接管道3上设置第一减压阀7和第一电动隔离阀8，利用第一减压阀7控制蓄压容器1的出口压力，使蓄压容器1的出口压力自动保持稳定，确保水箱2的注入流量近似恒定。利用第一电动隔离阀8控制连接管道3的通断，以实现蓄压容器1与水箱2的贯通或隔离。在注水管道上设置第二电动隔离阀9、限流件10、第二止回阀12、第三电动隔离阀24、第一止回阀11及手动阀22。利用第二电动隔离阀9和第三电动隔离阀24控制水箱2与反应堆堆腔5连通或隔离；利用限流件10限制注水管道4中水流量；利用第二止回阀12防止注水管道4中的水朝水箱2方向倒流；第一止回阀11防止反应堆堆腔5内的物质流入注水管道4中；该第一止回阀11设于反应堆厂房6内，并距离注水管道4的末端较近。利用手动阀22定期调试和定期试验。

步骤S3中，当需注水时，远程手动开启第一减压阀7、第一电动隔离阀8、第二电动隔离阀9及第三电动隔离阀24，使水箱2中的水在蓄压容器1的压力作用下通过注水管道4不断注入反应堆堆腔5内，并保持持续注水3-5小时，优选4小时。待持续注水时间达4小时时，关闭第一电动隔离阀8和第二电动隔离阀9，启动核电站能动堆腔注水系统进行注水。待注水量达到事故需求时，停止核电站能动堆腔注水和非能动堆腔注水，远程手动关闭第三电动隔离阀24。

藉此，便完成了核电站的非能动堆腔注水，依此方法而可解决核电站事故时的注水问题，进而实现本发明目的。

以上所述仅是本发明的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理的前提下，还可以作出若干改进和润饰，这些改进和润饰也应视为本发明的保护范围。

Claims (16)

1.一种核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，其包括设于反应堆厂房(6)外的用于为水箱(2)注水提供注水压力的蓄压容器(1)及用于储水并向反应堆堆腔(5)提供注水的水箱(2)，所述蓄压容器(1)通过连接管道(3)与所述水箱(2)连接，所述水箱(2)通过注水管道(4)与反应堆堆腔(5)连接，在所述连接管道(3)与注水管道(4)上设有控制管道贯通的控制部件，所述控制部件用于在事故发生时开启而使水箱(2)中的水注入至反应堆堆腔(5)内。

2.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述连接管道(3)上设有用于控制所述蓄压容器(1)的出口压力以使蓄压容器(1)的出口压力降至安全范围内并使蓄压容器(1)的出口压力稳定的第一减压阀(7)及用于控制所述蓄压容器(1)与水箱(2)连通或隔离的第一电动隔离阀(8)。

3.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述注水管道(4)上设有用于控制所述水箱(2)与反应堆堆腔(5)连通或隔离的第二电动隔离阀(9)及用于限制注水管道(4)中水流量的限流件(10)。

4.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在设于反应堆厂房(6)内的注水管道(4)上设有用于防止反应堆堆腔(5)内的物质倒流至所述注水管道(4)中的第一止回阀(11)。

5.如权利要求3所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，该核电站非能动堆腔注水系统与核电厂的能动堆腔注水系统贯通连接，其连接点设于所述限流件(10)与所述反应堆厂房(6)之间的注水管道(4)上。

6.如权利要求5所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述限流件(10)与所述连接点之间设有用于防止所述能动堆腔注水系统的水朝所述水箱(2)方向流动的第二止回阀(12)，在所述能动堆腔注水系统与连接点之间设有用于防止所述注水管道(4)中的水流入所述能动堆腔注水系统的第三止回阀(13)。

7.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述蓄压容器(1)上设有用于排气以进行检修和测试的第一排气管道(14)、用于控制所述蓄压容器(1)与外界大气贯通或隔离的第四隔离阀(15)、用于防止蓄压容器(1)超压的第一安全阀(16)，所述第一排气管道(14)与所述蓄压容器(1)贯通，所述第四隔离阀(15)设于所述第一排气管道(14)上。

8.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述水箱(2)上设有用于排气以进行检修和测试的第二排气管道(17)、用于排水的排水管道(18)、用于控制所述水箱(2)与外界大气贯通或隔离的第五隔离阀(19)、用于控制所述排水管道(18)贯通或闭塞的第六隔离阀(20)以及用于防止水箱(2)超压的第二安全阀(21)，所述第二排气管道(17)及排水管道(18)分别与所述水箱(2)贯通，所述第五隔离阀(19)设于所述第二排气管道(17)上，所述第六隔离阀(20)设于所述排水管道(18)上。

9.如权利要求1所述的核电站非能动堆腔注水系统，其特征在于，在所述注水管道(4)靠近反应堆堆腔(5)一端的近端处设有用于调试用的手动阀(22)，所述注水管道(4)通过安全贯穿件(23)而由反应堆厂房(6)外贯通至反应堆堆腔(5)内。

10.一种核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，该方法包括：

S1、在反应堆厂房(6)外设置蓄压容器(1)和水箱(2)，并使蓄压容器(1)与水箱(2)通过连接管道(3)连接，使水箱(2)与反应堆堆腔(5)通过注水管道(4)连接；

S2、在连接管道(3)和注水管道(4)上设置控制部件，利用控制部件控制连接管道(3)与注水管道(4)的贯通；

S3、开启控制部件，使蓄压容器(1)为水箱(2)提供注水压力，使水箱(2)中的水在蓄压容器(1)的压力下通过注水管道(4)注入至反应堆堆腔(5)内。

11.如权利要求10所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，在连接管道(3)上设置第一减压阀(7)，利用第一减压阀(7)控制蓄压容器(1)的出口压力，使蓄压容器(1)的出口压力降至安全范围内，使蓄压容器(1)的出口压力稳定。

12.如权利要求11所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，在所述连接管道(3)上设置第一电动隔离阀(8)、第二电动隔离阀(9)和限流件(10)，利用第一电动隔离阀(8)控制蓄压容器(1)与水箱(2)连通或隔离，利用第二电动隔离阀(9)控制水箱(2)与反应堆堆腔(5)连通或隔离，利用限流件(10)限制注水管道(4)中水流量，当需注水时，开启该第一电动隔离阀(8)和第二电动隔离阀(9)。

13.如权利要求11所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，在注水管道(4)上设置第一止回阀(11)，利用第一止回阀(11)阻止反应堆堆腔(5)内的物质倒流至注水管道(4)中。

14.如权利要求12所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，当需注水时，开启第一电动隔离阀(8)和第二电动隔离阀(9)，使水箱(2)持续注水3～5小时，其后关闭第一电动隔离阀(8)和第二电动隔离阀(9)，开启核电站的能动堆腔注水系统进行注水。

15.如权利要求14所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，注水时，所述水箱(2)在蓄压容器(1)提供的注水压力下持续注水4小时后停止注水。

16.如权利要求15所述的核电站非能动堆腔注水方法，其特征在于，在注水管道(4)上设置第二止回阀(12)，利用第二止回阀(12)防止核电站的能动堆腔注水系统朝水箱方向注水。