CN105957564B - 一种抑压及安全注射系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种抑压及安全注射系统，所述系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，实现了反应堆安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。

Description

一种抑压及安全注射系统
技术领域
本发明涉及核电厂安全领域，尤其涉及一种抑压及安全注射系统。
背景技术
反应堆安全壳是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外逸的密闭容器，也称反应堆保护外壳，核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，能防止放射性物质扩散污染周围环境。同时，也常兼作反应堆厂房的围护结构，保护反应堆设备系统免受外界的不利影响，它是一种体态庞大的特种容器结构。
在现有技术中，为了降低安全壳压力，设置有安全壳喷淋系统，为了实现堆芯应急冷却，设置有安全注入系统，为了满足压力容器内熔融物滞留的要求，设置有堆腔注水系统，导致系统配置一般都较为复杂，安全壳尺寸较大，成本较高，经济性较差。
综上所述，本申请发明人在实现本申请实施例中发明技术方案的过程中，发现上述技术至少存在如下技术问题：
在现有技术中，为了降低安全壳压力，设置有安全壳喷淋系统，为了实现堆芯应急冷却，设置有安全注入系统，为了满足压力容器内熔融物滞留的要求，设置有堆腔注水系统，所以，现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题。
发明内容
本发明提供了一种抑压及安全注射系统，解决了现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题，实现了安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
为解决上述技术问题，本申请实施例提供了一种抑压及安全注射系统，所述系统包括：
安全壳，所述安全壳内设有：抑压水池、堆芯补水箱、安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留。
其中，所述系统还包括凝结水收集槽，所述凝结水收集槽用于收集凝结水。
其中，所述抑压水池上设有排放管，所述抑压水池通过所述一回路卸压装置与所述反应堆压力容器上端连接，所述抑压水池下端通过直接注入管线与所述反应堆压力容器连接。
其中，所述反应堆压力容器放置于所述压力容器集水坑中，所述压力容器集水坑内还设有再循环滤网。
其中，所述抑压水池的底面位于所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接处的上方。
其中，所述堆芯补水箱、所述安注箱均通过所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接。
其中，所述安全壳的尺寸为第一预设尺寸，且所述安全壳采用钢材制成。
其中，所述一回路卸压装置用于排放所述反应堆压力容器的热量并进行降压。
其中，所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源，具体为：所述堆芯补水箱依靠密度差和高度差实现非能动高压安全注射功能，为非能动高压安全注射提供水源。
其中，所述压力容器集水坑用于收集凝结水，并维持淹没水位，为长期再循环冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留。
本申请实施例中提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：
由于采用了抑压及安全注射系统来保护反应堆，且系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：两个抑压水池、两台堆芯补水箱、两台安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，即，钢安全壳内设置具有足够容量的抑压水池，以吸收LOCA事故或蒸汽管破裂事故下反应堆系统释放出的热量，有效降低事故后安全壳内的峰值压力，并在一回路充分降压后，抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能，安全壳内的蒸汽由安全壳冷却系统冷凝后，经凝结水收集槽返回压力容器集水坑，维持淹没水位，以实现长期再循环冷却，堆芯补水箱依靠密度差和位差实现非能动高压安全注射功能，安注箱箱体上部由压缩氮气加压，当一回路压力低于箱内压力且注入管线未被隔离时，加压氮气将箱内的水压入堆芯，实现非能动中压安全注射功能，在严重事故下，压力容器集水坑的水位保证反应堆容器充分浸没于水中，实现压力容器内熔融物滞留，所以，有效解决了现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题，进而实现了安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
附图说明
图1是本申请实施例一中抑压及安全注射系统的结构示意图；
其中，1-安全壳，2-反应堆压力容器，3-一回路卸压装置，4-抑压水池，5-安注箱，6-堆芯补水箱，7-再循环滤网,8-压力容器集水坑，9-排放管，10-凝结水收集槽，11-直接注入管线。
具体实施方式
本发明提供了一种抑压及安全注射系统，解决了现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题，实现了安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
本申请实施中的技术方案为解决上述技术问题。总体思路如下：
采用了抑压及安全注射系统来保护反应堆，且系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：两个抑压水池、两台堆芯补水箱、两台安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，即，钢安全壳内设置具有足够容量的抑压水池，以吸收LOCA事故或蒸汽管破裂事故下反应堆系统释放出的热量，有效降低事故后安全壳内的峰值压力，并在一回路充分降压后，抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能，安全壳内的蒸汽由安全壳冷却系统冷凝后，经凝结水收集槽返回压力容器集水坑，维持淹没水位，以实现长期再循环冷却，堆芯补水箱依靠密度差和位差实现非能动高压安全注射功能，安注箱箱体上部由压缩氮气加压，当一回路压力低于箱内压力且注入管线未被隔离时，加压氮气将箱内的水压入堆芯，实现非能动中压安全注射功能，在严重事故下，压力容器集水坑的水位保证反应堆容器充分浸没于水中，实现压力容器内熔融物滞留，所以，有效解决了现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题，进而实现了安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明。
实施例一：
在实施例一中，提供了一种抑压及安全注射系统，请参考图1，所述系统包括：
安全壳1，所述安全壳1内设有：抑压水池4、堆芯补水箱6、安注箱5、压力容器集水坑8、一回路卸压装置3、反应堆压力容器2；其中，所述抑压水池4用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池4中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱6用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱5用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑8用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器2内熔融物滞留。
其中，在本申请实施例中，所述系统还包括凝结水收集槽10，所述凝结水收集槽10用于收集凝结水。
其中，在本申请实施例中，所述抑压水池4上设有排放管9，所述抑压水池4通过所述一回路卸压装置3与所述反应堆压力容器2上端连接，所述抑压水池4下端通过直接注入管线11与所述反应堆压力容器2连接。
其中，在实际应用中，排放管可以将高压的安全壳中的气/汽和水的混合物排入抑压水池中，使安全壳不会产生严重的升压效应。
其中，在本申请实施例中，所述反应堆压力容器内还设有稳压器。
其中，在实际应用中，稳压器可以稳定反应堆压力容器内的气压，保障安全。
其中，在本申请实施例中，所述反应堆压力容器放置于所述压力容器集水坑中，所述压力容器集水坑内还设有再循环滤网7。
其中，在实际应用中，再循环滤网7可以对杂质进行过滤，防止堵塞。
其中，在本申请实施例中，所述抑压水池的底面位于所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接处的上方。
其中，在本申请实施例中，所述堆芯补水箱、所述安注箱均通过所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接。
其中，在本申请实施例中，所述安全壳的尺寸为第一预设尺寸，且所述安全壳采用钢材制成。
其中，在实际应用中，安全壳总高20500mm，安全壳内径15000mm，与原有的安全壳尺寸相比明显减小了尺寸。
其中，在本申请实施例中，所述一回路卸压装置用于在事故后进行一回路快速降压。
其中，在本申请实施例中，所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源，具体为：所述堆芯补水箱依靠密度差和高度差实现非能动高压安全注射功能，为非能动高压安全注射提供水源。
其中，在本申请实施例中，所述压力容器集水坑用于收集凝结水，并维持淹没水位，为长期再循环冷却提供水源。
其中，在本申请实施例中，抑压及安全注射系统的结构如图1所示，设置两个抑压水池，以吸收LOCA事故或蒸汽管破裂事故下反应堆系统释放出的热量，降低事故后安全壳内的峰值压力，并在一回路充分降压后，抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能，设置两台堆芯补水箱为非能动高压安全注射提供水源，设置两台安注箱为非能动中压安全注射提供水源，设置一个压力容器集水坑，收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现严重事故下的压力容器内熔融物滞留。
其中，抑压水池是实现安全壳内压力抑制和一回路重力注射功能的设备，该水池应具有足够的容量及安装高度，以有效降低事故后安全壳内的峰值压力和实现低压安注功能。
其中，压力容积集水坑为再循环长期冷却提供水源，并实现严重事故下的压力容器内熔融物滞留，该集水坑该应设置一个具有足够效率的凝结水收集槽，并进行合理的布置，以维持淹没水位，实现设计功能。
其中，该堆芯补水箱应具有足够的容量和安装高度，以实现非能动安全注射的功能。
其中，安注箱上部由压缩氮气加压，当一回路压力低于箱内压力且注入管线未被隔离时，加压氮气将箱内的水压入堆芯，实现非能动中压安全注射的功能。
下面举例对本申请实施例中的方案进行介绍，
发生LOCA事故后，触发堆芯补水箱向反应堆注水，开始时主泵出口管段处于满水状态，堆芯补水箱在水循环模式下运行，在这种模式下，堆芯补水箱是满水的。随着事故的发展，当主泵出口管段排空时，堆芯补水箱切换到蒸汽替代模式继续安注。自动卸压系统也会随着事故的进程开启排放。
当一回路压力进一步降低到一定值时，安注箱内的硼水在顶部氮气压力下提供快速安注，冷却和淹没堆芯，防止堆芯熔化。每个安注箱的出口连接到直接注入管线管线，直接注入管线接到压力容器下降段环腔，环向的反射结构使水流向下，从而使得堆芯旁路流量保持最小化。
随着堆芯补水箱水位的进一步降低，对一回路进行卸压的卸压阀逐级自动开启。卸压管线从稳压器顶部引出，并经过喷洒器进入抑压水池。抑压水池吸收一回路排放蒸汽释放出的热量，使安全壳不会产生严重的升压效应。
一回路充分降压后，抑压水池的出口阀门自动开启，抑压水池的水通过重力注入堆芯。
通过卸压阀和破口喷放的冷却剂在钢制安全壳冷凝，凝结水收集于抑压水池。同时，从破口流出的冷却剂部分直接流入压力容器集水坑。
当压力容器集水坑的冷却剂水位最终淹没至反应堆压力容器中部以上，开启长期冷却再循环阀，冷却后的冷凝水通过再循环阀依靠密度差和位差进入反应堆堆芯，经堆芯余热加热后又通过破口进入安全壳，从而完成堆芯——冷凝水——反应堆水池之间的自然循环。冷凝水和蒸汽通过钢制安全壳壁不断将热量传递给反应堆水池，从而以非能动方式实现应急堆芯冷却。
压力容器集水坑水再循环的开始时间由于事故的不同而变化较大，在直接注入管线破裂时，破损安注管线使抑压水池的水通过破口而喷出，而另一完好的直接注入管线则向冷却剂系统安全注射。在这种情况下抑压水池的排水很快，再循环可以在几个小时后建立。在其他管线没有破裂、系统自动降压时候，抑压水池的水位下降很慢，再循环可能在几天后才会开始。
在严重事故下，压力容器集水坑保持淹没水位，将反应堆压力容器下部外表面淹没并导出热量，防止损坏的堆芯烧穿压力容器底部。
上述本申请实施例中的技术方案，至少具有如下的技术效果或优点：
由于采用了抑压及安全注射系统来保护反应堆，且系统包括：安全壳，所述安全壳内设有：两个抑压水池、两台堆芯补水箱、两台安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留，即，钢安全壳内设置具有足够容量的抑压水池，以吸收LOCA事故或蒸汽管破裂事故下反应堆系统释放出的热量，有效降低事故后安全壳内的峰值压力，并在一回路充分降压后，抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能，安全壳内的蒸汽由安全壳冷却系统冷凝后，经凝结水收集槽返回压力容器集水坑，维持淹没水位，以实现长期再循环冷却，堆芯补水箱依靠密度差和位差实现非能动高压安全注射功能，安注箱箱体上部由压缩氮气加压，当一回路压力低于箱内压力且注入管线未被隔离时，加压氮气将箱内的水压入堆芯，实现非能动中压安全注射功能，在严重事故下，压力容器集水坑的水位保证反应堆容器充分浸没于水中，实现压力容器内熔融物滞留，所以，有效解决了现有的安全系统配置复杂，安全壳尺寸较大，经济性较差的技术问题，进而实现了安全系统设计合理，系统配置简单，安全壳尺寸较小，经济性较好，且满足压力容器内熔融物滞留的要求的技术效果。
尽管已描述了本发明的优选实施例，但本领域内的技术人员一旦得知了基本创造性概念，则可对这些实施例作出另外的变更和修改。所以，所附权利要求意欲解释为包括优选实施例以及落入本发明范围的所有变更和修改。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (9)

1.一种抑压及安全注射系统，其特征在于，所述系统包括：
安全壳，所述安全壳内设有：两个抑压水池、两台堆芯补水箱、两台安注箱、压力容器集水坑、一回路卸压装置、反应堆压力容器；其中，所述抑压水池用于吸收事故下反应堆系统释放出的热量，并且所述抑压水池中的水依靠重力注入堆芯，实现低压注射功能；所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源；所述安注箱用于为非能动中压安全注射提供水源；所述压力容器集水坑用于收集由安全壳冷却系统冷凝的凝结水，为再循环长期冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留；
所述抑压水池上设有排放管，所述抑压水池通过所述一回路卸压装置与所述反应堆压力容器上端连接，所述抑压水池下端通过直接注入管线与所述反应堆压力容器连接。
2.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述系统还包括凝结水收集槽，所述凝结水收集槽用于收集凝结水。
3.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述反应堆压力容器放置于所述压力容器集水坑中，所述压力容器集水坑内还设有再循环滤网。
4.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述抑压水池的底面位于所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接处的上方。
5.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述堆芯补水箱、所述安注箱均通过所述直接注入管线与所述反应堆压力容器连接。
6.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述安全壳的尺寸为第一预设尺寸，且所述安全壳采用钢材制成。
7.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述一回路卸压装置用于排放所述反应堆压力容器的热量并进行降压。
8.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述堆芯补水箱用于为非能动高压安全注射提供水源，具体为：所述堆芯补水箱依靠密度差和高度差实现非能动高压安全注射功能，为非能动高压安全注射提供水源。
9.根据权利要求1所述的抑压及安全注射系统，其特征在于，所述压力容器集水坑用于收集凝结水，并维持淹没水位，为长期再循环冷却提供水源，并实现压力容器内熔融物滞留。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106910539B (zh) * 2017-03-31 2018-05-25 中国核动力研究设计院 在压力维持及池式蒸发条件下水位保持的实验系统和方法
CN107945893B (zh) * 2017-10-09 2019-09-27 中广核研究院有限公司 一种核电厂应急堆芯冷却系统
CN107799188A (zh) * 2017-10-30 2018-03-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种安全壳压力抑制系统
CN108281204A (zh) * 2018-01-24 2018-07-13 中广核研究院有限公司 一种小型堆安注再循环系统
CN108766600B (zh) * 2018-05-31 2021-08-17 中国核动力研究设计院 一种一回路注水系统
CN109243634B (zh) * 2018-08-27 2021-04-02 中广核研究院有限公司 反应堆安全系统
CN112071451B (zh) * 2020-09-15 2022-11-01 哈尔滨工程大学 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统
CN112053791B (zh) * 2020-09-15 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112201372B (zh) * 2020-10-16 2022-12-02 上海核工程研究设计院有限公司 一种实现核反应堆堆芯熔融物滞留的方法
CN113148092B (zh) * 2020-12-17 2023-06-30 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) 水面核动力船舶反应堆舱总体布置结构

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system
CN201788707U (zh) * 2010-06-17 2011-04-06 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于保证核电站安全的安全系统
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统
KR20130104336A (ko) * 2012-03-13 2013-09-25 (주)이엔이티 피동형 노심냉각시스템
CN203607107U (zh) * 2013-10-30 2014-05-21 中国广核集团有限公司 用于保证核电站安全的安全系统
CN104934076A (zh) * 2015-06-17 2015-09-23 中科华核电技术研究院有限公司 一种两级抑压的安全壳及其抑压水池系统
CN105023619A (zh) * 2015-07-06 2015-11-04 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于安全壳的抵压水池系统及核岛安全壳

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3718539A (en) * 1971-03-31 1973-02-27 Combustion Eng Passive nuclear reactor safeguard system
CN201788707U (zh) * 2010-06-17 2011-04-06 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于保证核电站安全的安全系统
CN102169733A (zh) * 2011-02-14 2011-08-31 中国核电工程有限公司 一种核电站非能动与能动相结合的专设安全系统
KR20130104336A (ko) * 2012-03-13 2013-09-25 (주)이엔이티 피동형 노심냉각시스템
CN203607107U (zh) * 2013-10-30 2014-05-21 中国广核集团有限公司 用于保证核电站安全的安全系统
CN104934076A (zh) * 2015-06-17 2015-09-23 中科华核电技术研究院有限公司 一种两级抑压的安全壳及其抑压水池系统
CN105023619A (zh) * 2015-07-06 2015-11-04 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于安全壳的抵压水池系统及核岛安全壳

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