CN105845187A - 核电站严重事故缓解系统 - Google Patents

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CN105845187A CN201610330389.5A CN201610330389A CN105845187A CN 105845187 A CN105845187 A CN 105845187A CN 201610330389 A CN201610330389 A CN 201610330389A CN 105845187 A CN105845187 A CN 105845187A
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张会勇
张雷
展德奎
孙吉良
廖业宏
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开一种电站严重事故缓解系统，包括堆芯安注系统和堆腔注水系统，堆芯安注系统包括连接于一回路系统冷管段的至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，固定安注子系统还连通设于压力容器一侧的安注箱，临时安注子系统还连接核电站内/外的可用水源；堆腔注水系统包括连通反应堆堆腔的至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统还连通安注箱，能动堆腔注水子系统还连通注水水源。该电站严重事故缓解系统能有效减少堆芯熔融物质量，推迟严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足的时间，提高堆腔注水的安全裕度，提高IVR策略成功的概率。

Description

核电站严重事故缓解系统
技术领域
本发明涉及核电站严重事故缓解技术领域，尤其涉及一种对压力容器进行内外注水相结合的核电站严重事故缓解系统。
背景技术
目前的压水堆核电站中，核反应堆的结构是在安全壳中设置反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器(RPV)。当反应堆发生严重事故时，堆芯的熔融物会融穿压力容器的外壳，从而可能发生极为严重的核泄漏事故。为防止堆芯熔融物的泄漏，目前常见的做法有两种：一种是熔融物堆内滞留措施(In-VesselRetention，IVR)，另一种是熔融物堆外滞留措施(Ex-Vessel Retention，EVR)。
其中，IVR措施是在发生堆芯熔化的严重事故时，通过向反应堆堆腔注水的方式实现压力容器的外部冷却，以将堆内热量导出，保持压力容器下封头的完整性，从而实现堆芯熔融物堆内滞留。这种方式可保持压力容器的完整性，防止大多数威胁安全壳完整性的堆外现象发生，例如安全壳直接加热、蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互反应等，一定程度上杜绝了放射性的释放，保证了公众的安全。
但现有IVR措施均只对反应堆堆腔进行单一注水。而当严重事故下原安注系统能动部分失效、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)换料水箱中水用尽或压力容器处于较高压力(高于高压安注系统触发压力)等情况下，不能进行压力容器内部注水时，单一堆腔注水的方式不能迅速冷却堆芯，因此熔融物可能迅速落入下封头，使下封头内熔池的衰变热增加，容易融穿下封头，不能保证压力容器的完整性，从而降低IVR策略成功的概率；而且，单一堆腔注水方式用于大功率核反应堆型(如1400MWe级堆型)时，安全裕度会降低，同样无法提高IVR策略成功的概率。
因此，有必要提供一种能够有效延缓事故进程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故缓解系统，以解决上述现有技术的不足。
发明内容
本发明的目的在于提供一种能够有效延缓事故进程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故缓解系统。
为实现上述目的，本发明的技术方案为：提供一种核电站严重事故缓解系统，用于对压力容器进行内外注水，其包括堆芯安注系统及堆腔注水系统；其中，堆芯安注系统包括至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，所述固定安注子系统连通设于所述压力容器一侧的安注箱及一回路系统的冷管段，用于将所述安注箱内的冷却剂注入所述压力容器的内部，所述临时安注子系统用于连接核电站内/外的可用水源及一回路系统的冷管段，用于将冷却水注入所述压力容器的内部；堆腔注水系统包括至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，所述非能动堆腔注水子系统连通所述安注箱及设于所述压力容器外的反应堆堆腔，用于非能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂；所述能动堆腔注水子系统连通所述反应堆堆腔及注水水源，用于能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂。
较佳地，所述的核电站严重事故缓解系统还包括一与所述冷管段相连通的公共注入管线，所述固定安注子系统、所述临时安注子系统均连接于所述公共注入管线。
较佳地，所述固定安注子系统包括第一注水管道及安注泵，所述第一注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述冷管段，所述安注泵设于所述第一注水管道上。
较佳地，所述固定安注子系统还包括依次设于所述第一注水管道上的第一隔离阀、第二隔离阀及第一逆止阀，所述第一隔离阀、所述第二隔离阀位于所述安注箱与所述安注泵之间，所述第一逆止阀位于所述安注泵与所述冷管段之间。
较佳地，所述临时安注子系统包括临时注入管线及依次设于所述临时注入管线的第二逆止阀、第三隔离阀、管线接头，所述管线接头用于连接核电站内/外的可用水源，所述临时注入管线的另一端用于连接所述冷管段。
较佳地，所述临时安注子系统还包括连接于所述临时注入管线的可移动泵。
较佳地，所述安注箱设于安全壳内或安全壳外。
较佳地，所述安注箱的位置高于所述冷管段。
较佳地，所述非能动堆腔注水子系统包括第二注水管道，所述第二注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述反应堆堆腔的底部。
较佳地，所述非能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第二注水管道上的第四隔离阀、第五隔离阀及第三逆止阀。
较佳地，所述安注箱的位置高于所述第二注水管道与所述反应堆堆腔的连接位置。
较佳地，所述能动堆腔注水子系统包括第三注水管道及动力泵，所述第三注水管道的两端分别连接所述注水水源及所述反应堆堆腔的底部，所述动力泵设于所述第三注水管道上。
较佳地，所述能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第三注水管道上的隔离阀组及第四逆止阀，所述隔离阀组、所述第四逆止阀位于所述动力泵、所述反应堆堆腔之间。
较佳地，所述隔离阀组包括五个由蓄电池供电的动力阀。
较佳地，所述注水水源为设于安全壳外部的消防水。
较佳地，所述堆腔注水系统还包括堆腔液位检测仪，所述堆腔液位检测仪设于所述反应堆堆腔内，用于检测所述反应堆堆腔内的液位。
与现有技术相比，由于本发明的核电站严重事故缓解系统，其包括堆芯安注系统及堆腔注水系统，其中，堆芯安注系统包括用于向压力容器的内部注入冷却剂的固定安注子系统或/和临时安注子系统，堆腔注水系统至少一组非能动堆腔注水子系统及至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统连通安注箱及反应堆堆腔，能动堆腔注水子系统连通注水水源及反应堆堆腔。在严重事故下，首先，通过堆芯安注系统实现堆芯冷却，可有效减少堆芯熔融物质量，延缓严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足时间，提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率；其次，当堆芯熔融物开始落入下封头时，投入堆腔注水系统对压力容器的外壁面进行冷却，既能确保早期非能动的堆腔淹没和冷却，又可在事故后一段时间内能动的维持堆腔的长期注水和冷却，可以在确保极高的注水成功概率前提下，更好的保持压力容器的完整性，大大降低了安全壳失效的可能性；再者，即便是压力容器失效，也能极大地减少堆芯熔融物与混凝土相互作用而产生的可燃气体，降低安全壳由于且管道布置简单，具有很高的工程可行性。
附图说明
图1是本发明核电站严重事故缓解系统的结构示意图。
图2是图1中能动堆腔注水子系统的放大示意图。
图3是图1的使用状态示意图。
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1所示，本发明所提供的核电站严重事故缓解系统100，能够实现压力容器200的内部注水和内外注水。具体地，压力容器200设于反应堆堆腔300内，一回路系统的多个冷管段201通过一公共注入管线202与PTR系统400(反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统)连接。该PTR系统400包括换料水箱401及管道402，管道402的两端分别连接换料水箱401和公共注入管线202，换料水箱401内的冷却剂通过管道402、公共注入管线202注入一回路系统的多个冷管段201。
继续参看图1所示，本发明的核电站严重事故缓解系统100包括堆芯安注系统及堆腔注水系统。其中，堆芯安注系统包括至少一组固定安注子系统110或/和至少一组临时安注子系统120，所述固定安注子系统110、临时安注子系统120均连接于公共注入管线202，用于向压力容器200的内部注入冷却剂以冷却堆芯。堆腔注水系统包括至少一组非能动堆腔注水子系统130或/和至少一组能动堆腔注水子系统140，非能动堆腔注水子系统130、能动堆腔注水子系统140均连接于反应堆堆腔300，两者通过非能动和能动相结合的方式向反应堆堆腔300注入冷却剂，实现压力容器200的外部安注。
另外，堆腔注水系统还包括至少一堆腔液位检测仪(图未示)，堆腔液位检测仪设于反应堆堆腔300内，用于检测其内的液位。
再次参看图1所示，压力容器200的一侧设有安注箱150，安注箱150设于安全壳内或安全壳外，安注箱150内贮存有含硼水，本发明中，安注箱150为固定安注子系统110及非能动堆腔注水子系统130的水源，以减少管道的布置，简化系统结构。
其中，固定安注子系统110包括第一注水管道111、安注泵112、第一隔离阀113、第二隔离阀114及第一逆止阀115。第一注水管道111的一端连接于安注箱150的底部，其另一端连接于公共注入管线202；第一隔离阀113、第二隔离阀114、安注泵112、第一逆止阀115依次设于第一注水管道111上，且第一逆止阀115位于安注泵112与公共注入管线202之间，安注箱150的位置高于一回路系统的冷管段201。
本发明中，固定安注子系统110为严重事故专用安注系统，即，当发生核电站大破口失水(LBLOCA)等事故进程较快的序列时，若堆芯出口温度超过设定温度(如650℃)，则由操作员手动打开第一隔离阀113和第二隔离阀114，使安注箱150内的含硼水能够通过第一注水管道111注入压力容器200内，缓解堆芯的熔化；而严重事故专用安注泵112能够保证在压力容器200处于较高压力(高于高压安注触发压力)的情况下，向压力容器200内注水以冷却堆芯。
继续参看图1，临时安注子系统120用于连接核电站内/外的可用水源，以将冷却水注入压力容器200的内部。其中，公共注入管线202上设置有临时注入接口(图未示)，以连接临时安注子系统120。
具体地，临时安注子系统120包括临时注入管线121及依次设于该临时注入管线121上的第二逆止阀122、第三隔离阀123、管线接头124，管线接头124用于连接核电站内/外的可用水源，该临时注入管线121的另一端用于连接临时注入接口；且临时注入管线121上还可以设有可移动泵(图未示)。
本发明中，管线接头124可以为消防接头等快速接头形式，以便快速连接核电站内/外的一切可用水源。
可以理解地，上述实施例阐述了堆芯安注系统包括固定安注子系统110和临时安注子系统120的方式，但不以此为限，仅设置固定安注子系统110或临时安注子系统120，同样不影响本发明技术方案的实现。
下面继续结合图1所示，本发明的一优选实施例中，堆腔注水系统包括至少一组非能动堆腔注水子系统130和至少一组能动堆腔注水子系统140。同时，因安注箱150也为非能动堆腔注水子系统130提供水源，所以，安注箱150的位置和水位应能够保证其通过重力为非能动堆腔注水子系统130提供充足水量，下面参看图1进行详细描述。
如图1所示，所述非能动堆腔注水子系统130包括第二注水管道131、第四隔离阀132、第五隔离阀133及第三逆止阀134，第二注水管道131的两端分别连接安注箱150的底部及反应堆堆腔300的底部，第四隔离阀132、第五隔离阀133及第三逆止阀134依次设于第二注水管道131上。
优选地，安注箱150的位置高于第二注水管道131与反应堆堆腔300的连接位置，因此，在严重事故下，第四隔离阀132和第五隔离阀133可由操作员或自动控制装置打开，使安注箱150内的含硼水能够依靠重力，通过第二注水管道131进入堆腔300内，在相当短的时间内淹没堆腔300，进行对压力容器200的外壁面的早期冷却。
可以理解地，安注箱150的位置不以上述方式为限，只要使其位置和其内水位保证能够通过重力为非能动堆腔注水子系统130提供注水即可。当然，第二注水管道131也不限于连通安注箱150，还可以另外设置专门的安注设备来为非能动堆腔注水子系统130提供水源，其设置方式与安注箱150相同，不再赘述。
再次参看图1，所述能动堆腔注水子系统140包括注水水源141、第三注水管道142、动力泵143、隔离阀组144及第四逆止阀145，第三注水管道142的两端分别连接注水水源141及反应堆堆腔300的底部，动力泵143、隔离阀组144及第四逆止阀145依次设于第三注水管道142上。其中，注水水源141可以是来自消防水分配系统的消防水，也可以是核电站其他一切可用于冷却压力容器200的外壁面的水源。
当液位检测仪检测并显示堆腔300满水后，投入能动堆腔注水子系统140，即，打开第三注水管道142上的隔离阀组144，使第三注水管道142以小流量模式向堆腔300注水以补偿堆腔300内的蒸发损失，保证对压力容器200的外壁面的长期冷却。
下面参看图2所示，所述隔离阀组144包括五个由蓄电池供电的动力阀。五个动力阀分别为第一动力阀144a、第二动力阀144b、第三动力阀144c、第四动力阀144d及第五动力阀144e。其中，第一动力阀144a、第二动力阀144b串联形成第一支路，第三动力阀144c、第四动力阀144d串联形成第二支路，第一、第二支路并联，第五动力阀144e的两端分别连接于第一、第二支路，且第五动力阀144e的一端连接于第一动力阀144a、第二动力阀144b之间，其另一端连接于第三动力阀144c、第四动力阀144d之间。这样，在核电站正常运行时，第一至第五动力阀144a-144e均处于全关状态；严重事故时，第一至第五动力阀144a-144e接受信号全部开启或由操作员手动全部开启。这样，第一至第五动力阀144a-144e中若有一个误开或者误关，隔离阀组144仍能正常工作，不会对能动堆腔注水子系统140产生负面影响，可保证能动堆腔注水子系统140在电厂正常运行及设计基准工况下处于备用状态，在严重事故工况下可以及时投入，且不会对其他安全系统产生负面影响。
下面参看图3所示，对本发明核电站严重事故缓解系统100的工作原理及过程进行描述。
如图3所示，当应对核电站大破口失水(LBLOCA)等事故进程较快的序列时，若堆芯出口温度超过设定温度(如650℃)，可认为堆芯已损伤，电厂进入严重事故状态，此时由操作员手动打开第一注水管道111上的第一隔离阀113、第二隔离阀114，通过能动的方式将安注箱150中的一部分含硼水注入压力容器200内，以冷却堆芯，推迟堆芯的熔化，减少落入下封头的熔融物质量，降低下封头内熔池的衰变热，从而延缓严重事故的进程，缓解严重事故的后果。
同时，通过操作员将临时注入管线121的一端连接于公共注入管线202上的临时注入接口，将管线接头124连接于核电站内/外的可用水源，例如消防水，并打开第三隔离阀123，由此可将冷却水注入压力容器200内以冷却堆芯。
随后，当堆芯熔融物开始落入下封头时，由操作员或自动控制装置打开第二注水管道131上的第四隔离阀132、第五隔离阀133，安注箱150内的含硼水因重力作用，以非能动大流量注入模式注入反应堆堆腔300，可在相当短的时间内将堆腔300充满水。
然后，当堆腔液位检测仪检测到堆腔300满水后，将投入能动堆腔注水子系统140，即，打开第三注水管道142上的隔离阀组144，以小流量模式向堆腔300注水以补偿堆腔300内的蒸发损失，保证对压力容器200的外壁面的长期冷却。
继续参看图2所示，当发生全厂断电事故而引发严重事故序列时，若堆芯出口温度超过650℃(约事故发生后2小时)，此时因电厂全部失电，能动的堆芯安注系统及其他能动的向压力容器200内部注水的系统均失效，从而无法向压力容器200的内部注水。此时，可启动非能动堆腔注水子系统130，即，由操作员或自动控制装置打开第二注水管道131上的第四隔离阀132、第五隔离阀133，以非能动大流量注入模式将安装箱111中的含硼水注入堆腔300，从而在相当短的时间内将堆腔300充满水。
当堆腔液位检测仪检测到堆腔300满水后，投入能动堆腔注水子系统140，即，打开第三注水管道142上的隔离阀组144，以小流量模式向堆腔300注入水以补偿堆腔300内的蒸发损失，保证对压力容器200的外壁面的长期冷却。
可以理解地，当本发明的堆腔注水系统仅包括非能动堆腔注水子系统130或仅包括能动堆腔注水子系统140时，其结构及原理均与上述方式相同，不再赘述。
通过以上描述可知，由于本发明的核电站严重事故缓解系统100，通过压力容器内注水与压力容器外注水、能动堆腔注水与非能动堆腔注水相结合，在严重事故下核电站其他安全注入系统不可用时，首先，通过堆芯安注系统向压力容器200内注入充足水量以实现堆芯冷却，缓解堆芯融化，可有效减少堆芯熔融物质量，延缓严重事故进程，为堆腔注水等后续的严重事故缓解措施争取充足时间，提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率；其次，当堆芯熔融物开始落入下封头，投入堆腔注水系统对压力容器200的外壁面进行冷却，并与其他安全功能(如一回路卸压等)同时作用，既能够保证早期非能动的堆腔淹没和冷却，又能在事故后一段时间内能动的维持堆腔300的长期注水和冷却，可以在确保极高的注水成功概率前提下，更好的保持压力容器200的完整性，实现熔融物的堆内滞留，防止大多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象(如安全壳直接加热、熔融物-混凝土反应等)出现，大大降低了安全壳失效的可能性；再者，即使压力容器200失效，也能极大地减少堆芯熔融物与混凝土相互作用而产生的可燃气体，降低安全壳由于氢气燃爆而引发的风险。因此，该核电站严重事故缓解系统100的性能稳定可靠，管道布置简单，具有很高的工程可行性。
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 (16)

1.一种核电站严重事故缓解系统，用于对压力容器进行内外注水，其特征在于：包括
堆芯安注系统，其包括至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，所述固定安注子系统连通设于所述压力容器一侧的安注箱及一回路系统的冷管段，用于将所述安注箱内的冷却剂注入所述压力容器的内部，所述临时安注子系统用于连接核电站内/外的可用水源及一回路系统的冷管段，用于将冷却水注入所述压力容器的内部；
堆腔注水系统，其包括至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，所述非能动堆腔注水子系统连通所述安注箱及设于所述压力容器外的反应堆堆腔，用于非能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂；所述能动堆腔注水子系统连通所述反应堆堆腔及注水水源，用于能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂。
2.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：还包括一与所述冷管段相连通的公共注入管线，所述固定安注子系统、所述临时安注子系统均连接于所述公共注入管线。
3.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述固定安注子系统包括第一注水管道及安注泵，所述第一注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述冷管段，所述安注泵设于所述第一注水管道上。
4.如权利要求3所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述固定安注子系统还包括依次设于所述第一注水管道上的第一隔离阀、第二隔离阀及第一逆止阀，所述第一隔离阀、所述第二隔离阀位于所述安注箱与所述安注泵之间，所述第一逆止阀位于所述安注泵与所述冷管段之间。
5.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述临时安注子系统包括临时注入管线及依次设于所述临时注入管线的第二逆止阀、第三隔离阀、管线接头，所述管线接头用于连接核电站内/外的可用水源，所述临时注入管线的另一端用于连接所述冷管段。
6.如权利要求5所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述临时安注子系统还包括连接于所述临时注入管线的可移动泵。
7.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述安注箱设于安全壳内或安全壳外。
8.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述安注箱的位置高于所述冷管段。
9.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述非能动堆腔注水子系统包括第二注水管道，所述第二注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述反应堆堆腔的底部。
10.如权利要求9所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述非能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第二注水管道上的第四隔离阀、第五隔离阀及第三逆止阀。
11.如权利要求9所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述安注箱的位置高于所述第二注水管道与所述反应堆堆腔的连接位置。
12.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述能动堆腔注水子系统包括第三注水管道及动力泵，所述第三注水管道的两端分别连接所述注水水源及所述反应堆堆腔的底部，所述动力泵设于所述第三注水管道上。
13.如权利要求12所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第三注水管道上的隔离阀组及第四逆止阀，所述隔离阀组、所述第四逆止阀位于所述动力泵、所述反应堆堆腔之间。
14.如权利要求13所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述隔离阀组包括五个由蓄电池供电的动力阀。
15.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述注水水源为设于安全壳外部的消防水。
16.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述堆腔注水系统还包括堆腔液位检测仪，所述堆腔液位检测仪设于所述反应堆堆腔内，用于检测所述反应堆堆腔内的液位。
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