CN107331424B - 一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。

Description

一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法

技术领域

本发明涉及一种冷却系统，具体涉及一种应用于核电站事故情况下，进行事故应对及缓解的堆腔注水冷却系统及其操作方法。

背景技术

福岛核事故之后，国际社会对核电厂严重事故的关注显著增强。该事故后，堆芯由于等不到充分冷却而发生裸露和熔化，形成的堆芯熔融物可能熔穿压力容器下封头从而进入安全壳内。熔融物进入安全壳后导致安全壳升温升压，并与混凝土发生化学反应，最终可能导致安全壳失效，从而发生放射性物质大量释放。

因此，在第三代核电技术中，熔融物的冷却与收集措施成为国际消除大量放射性释放的关键策略。虽然目前都采用熔融物压力容器内滞留策略，单外部冷却的具体实施方案却各有差异。目前国际上大多采用了基于自然循环的堆腔注水冷却系统设计。严重事故后通过向安全壳注水淹没堆腔，进入堆腔后的水推开压力容器外保温层流道的入口浮塞，经保温层内流道冷却压力容器外壁。保温层流道内的水作为上升段与外部回水流道中的下降段形成自然循环的流动。

然而，对于自然循环的外部冷却方式，由于冷却水是循环使用，进入保温层入口的水已接近饱和。目前的压力容器外部传热临界热流密度(CHF)试验已表明，冷却水的过冷度对压力容器外表面CHF影响非常显著，冷却水的过冷度越大，其极限带热能力越强。因此饱和水的最大带热能力即临界热流密度明显受到限制，尤其是当反应堆功率达到1000MWE以上时，采用饱和水实施外部冷却的安全裕量可能有限。

基于此研究并开发设计一种反应堆堆腔注水冷却系统及其采用过冷水能动注入反应堆堆腔的操作方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：对压力容器外部冷却采用自然循环的冷却方式，进入保温层入口的水已接近饱和，则其外部冷却的安全裕量有限，本发明目的在于提供一种反应堆堆腔注水冷却系统及其采用过冷水能动注入反应堆堆腔的操作方法，首先采用能动水源能动注入、后期采用低位注水箱的水循环注入堆腔的注水系统，为压力容器外壁提供过冷水注入和冷却，从而较大程度上提高了外部带热能力，保证了熔融物压力容器内滞留成功的可能性，解决了现有采用自然循环的冷却水外部冷却方式，其外部冷却的安全裕量有限等技术问题。

本发明通过下述技术方案实现：

一种反应堆堆腔注水冷却系统，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内的压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，其特征在于，还包括外部注水系统和低位注水系统；

外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；

低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。

本技术方案区别于现有其它堆型的堆腔注水系统。现有其它堆型的主流设计方案为自然循环方式，其工作方式为通过自然循环方式向安全壳内注水淹没堆腔，进入堆腔后的水推开压力容器外保温层流道的入口浮塞，经保温层内流道冷却压力容器外壁。保温层流道内的水在上升段与外部回水流道中的下降段形成自然循环的流动。该方式通过维持安全壳内的水位来保持持久的自然循环流量，但是冷却水的循环使用，进入保温层入口的水接近饱和，则饱和水对外部冷却的安全裕量有限。

本技术方案可应用于核事故严重事故发生早期阶段，从外水注水系统中的外部水源取水，通过外部注水管，在注水泵的动力作用下将外部水源的冷却水输送至保温层的底部入口，冷却压力容器外壁，冷却后的汽水混合物通过保温层上部的汽水出口流出堆腔，并通过土建中的流道返回至安全壳内的低位注水箱。

从外部水源取水循环冷却压力容器外壁4—6小时后，注水泵可从安全壳内的低位注水箱取水直接注入保温层流道，冷却后的水通过土建中的流道返回至低位水箱中，可见在事故发生的前期阶段可采用这种从外部水源取水循环冷却压力容器外壁的方式，解决安全裕量问题；且该系统实现过冷水在前期的持续注入，在核事故发生的早期阶段，为压力容器外壁提供过冷水注入和冷却，较大程度上提高了外部带热能力，进而解决了现有采用自然循环的冷却水外部冷却方式，其外部冷却的安全裕量有限的问题。另外通过从低位水箱中取水的再循环冷却方式解决了长期冷却问题。

进一步地，所述保温层与压力容器的外壁之间形成外部冷却流道，保温层包括保温主体，保温主体的底部设有底部入口，保温主体的上部设有汽水出口。

进一步地，反应堆堆腔注水系统还包括高位注水系统，高位注水系统包括位于安全壳内的高位水箱，高位水箱的出口通过管道与保温层的底部入口连接，高位水箱的最低点高于保温层的上部汽水出口。

进一步地，所述外部水源为消防水源或过冷水源。本技术方案所述的外部水源主要是指从安全壳外部引入的过冷水。目前设计水源主要来自消防水源即消防水。在消防水不可用的情况下，还可采用电厂的临时补水，临时补水也是过冷水，均具有较大的热临界热流密度CHF。

进一步地，所述高位水箱与保温层连接的管道上设有开关阀。

本发明的另一目的还在于提供一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，包括以下操作步骤：1)在堆腔注水系统达到注水条件后，注水初级阶段采用注水泵从外部水源中取水，注入到反应堆堆腔内压力容器与保温层的冷却流道内，冷却压力容器外壁，冷却后的汽水混合物通过保温层上部的汽水出口流出堆腔，通过土建中的流道返回至安全壳内的低位注水箱；

2)在注水初级阶段结束后，注水泵从低位注水箱中取水至保温层的冷却流道内，冷却后的水通过土建中流道返回至低位注水箱，重复循环冷却。

在核事故中，堆芯由于得不到充分冷却而裸露和熔化，形成的堆芯熔融物熔穿压力容器下封头进入安全壳内。熔融物进入安全壳内会导致安全壳升温升压，并与混凝土发生反应，导致安全壳失效，发生放射性物质释放。

为了消除大量放射性物质释放，一般采取向堆腔内注水冷却压力容器外壁，通过外部冷却将熔融物冷却和收集在压力容器内。而实现该目的的主要方法是采用冷却水，对压力容器外壁进行循环冷却，而采用的冷却水在进入保温层入口时则已接近饱和，其冷却度对于对压力容器外表面影响较大，冷却水的过冷度越大则对压力容器外表面影响越显著，其极限带热能力越强，故采用饱和水实施外部冷却的安全裕量有限。

故发明人针对核电厂严重事故下压力容器外部冷却方法提出一种采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水冷却系统的操作方法，在前期采用外部水源，具体可为外部消防水源，能动注入一段时间后，采用从低位水箱中取水循环注入堆腔注水系统，该方法可在事故缓解的关键早期阶段为压力容器外壁提供一段时间的过冷水注入和冷却，从而较大程度的提高了外部带热能力，更大程度的保证了熔融物在压力容器内滞留成功的可能性。

而决定熔融物能否滞留在压力容器的关键限制因素为压力容器外表面的临界热流密度又成CHF，该指标为压力容器外表面沸腾传热的极限带热能力通过试验量化而成。目前压力容器下封头外部CHF试验表明，在一定流量和压力下，当保温层入口冷却水的过冷度增大10℃，CHF可相应增大约0.1MW/m²，则可见，如果冷却水的入口温度由安全壳压力对应的饱和温度，约100℃—120℃降低至50℃左右，则可将CHF明显提高，从而显著提升外部冷却的安全裕量。

熔池产生的热负荷随着事故后时间的发展而逐渐衰减，因此，在熔池完全形成后的初的始几个小时内是对压力容器完整性威胁最大的阶段，也是事故缓解的关键阶段，该阶段安全裕量较小，而之后由于衰变热明显下降，安全裕量则变得越来越大。

故发明人采取在事故初期阶段用过冷水进行注入，之后长阶段可采用低位注水箱进行循环注入的方式从而实现长期循环冷却。

进一步地，所述低位注水箱为内置换料水箱。本技术方案中所述的低位注水箱具体可为内置换料水箱，位于安全壳的最低位置，可提供大于2000m³的水源。堆腔注水系统运行的后期阶段可从该水箱中取水，流过保温层冷却流道，从保温层的汽水出口流出，流出的水可通过土建中的流道返回到低位注水箱中，从而实现循环注入。

进一步地，所述外部水源为消防水箱。消防水箱位于安全壳外的辅助厂房，本技术方案中通过增设相关管道和阀门将其与堆腔冷却注水系统相连，从而为堆腔注水系统的早期能动注入提供过冷水源。

进一步地，在堆腔注水系统达到注水条件后，在无电源的情况下，采用从高位注水水箱中取水非能动注入至保温层的冷却流道内冷却。

该措施主要针对能动注入措施全部失效后，可通过高位注水水箱取水将冷却水注入保温层中，该措施可提高反应堆堆腔注水系统整体的可靠性。

进一步地，从高位水箱取水具体操作方式为打开高位水箱与保温层底的连接管道上的开关阀。开关阀的主要作用是对高温水箱与保温层连接的流道进行控制，利于操作。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本技术方案一种反应堆堆腔注水冷却系统，采用外部注水系统和低位注水系统的结合，可在事故缓解的关键早期极端为压力容器外壁提供一段时间的过冷水注入和冷却，从而在较大程度上提高了外部带热能力，保证了熔融物在压力容器滞留成功的可能性。

2、本发明技术方案在所有能动措施不可用的情况下，利用非能动水箱实施重力注入，从而提高了系统的整体可靠性。

3、本发明所述的采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，采用过冷水源提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明结构示意图；

1—保温层，2—注水泵，3—低位注水箱，4—高位水箱，5—外部水源，6—安全壳，7—压力容器。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1：

如图1所示，一种反应堆堆腔注水冷却系统，包括设置在反应堆安全壳6内的反应堆(7)，设置在反应堆堆腔内的压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层1，还包括外部注水系统和低位注水系统；

外部注水系统包括外部水源5、与所述外部水源5连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵2，注水泵2的出口与保温层1的底部入口连接；

低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱3，与所述低位注水箱3的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵2的入口连接。

本实施例中所述的反应堆堆腔注水系统，可应用于在核事故发生的早期阶段，从外水注水系统中的外部水源取水，通过外部注水管，在注水泵的动力作用下将外部水源的冷却水输送至保温层的底部入口，冷却压力容器外壁，冷却后的汽水混合物通过保温层上部的汽水出口流出堆腔，并通过土建中的流道返回至安全壳内的低位注水箱。

从外部水源取水循环冷却压力容器外壁4—6小时后，注水泵可从安全壳内的低位注水箱取水直接注入保温层流道，冷却后的水通过土建中的流道返回至低位水箱中，可见在事故发生的前期阶段可采用这种从外部水源取水循环冷却压力容器外壁的方式，解决安全裕量问题；另外通过从低位水箱中取水的再循环冷却解决了长期冷却问题。

本实施例中，所述外部水源5为消防水源或过冷水源，低位注水箱可为内置换料水箱。

本实施例中所述的内置换料水箱为与安全壳的最低位置，可提供大于3000m³的水源。堆腔注水系统运行的后期阶段从该水箱取水，流过保温层流道，从汽水出口流出的水可通过土建中的流道返回至低位水箱中，实现循环注入。

本实施例中所述的注水泵，可选取流量为500t/h的注水泵，其吸入口管道分别与内置换料水箱和安全壳外部的外部注水系统连接。当堆腔注水冷却系统投入时，先打开与外部注水系统相连的管道阀门，将消防水注入压力容器外保温层内；之后关闭与消防水相连管道，打开与内置换料水箱相连管道阀门，从内置换料水箱取水实施长期注水。

实施例2：

本实施例在实施例1的基础上进一步限定，所述保温层1与压力容器的外壁之间形成外部冷却流道，保温层1包括保温主体，保温主体的底部设有底部入口，保温主体的上部设有汽水出口。本实施例中对保温层的结构进行限定，保温层1的底部入口可直接与注水泵出口的管道和非能动高位水箱连接，在事故后可保证冷却水快速注入保温层内。

实施例3：

本实施例与上述实施例的不同之处在于：还包括高位注水系统，高位注水系统包括位于安全壳内的高位水箱4，高位水箱4的出口通过管道与保温层1的底部入口连接，高位水箱4的最低点高于保温层1的上部汽水出口。

本实施例中所述的高位注水系统，主要针对在堆腔注水能动注入方式完全失效后，可通过高位注水系统为压力容器提供循环冷却水源，具体操作方法为：高位水箱的水在重力作用下注入压力容器的保温层流道中。该非能动注入方式可作为能动注入方式的补充方法，可进一步提高堆腔注水系统的可靠性。

实施例4：

本实施例在上述实施例的基础上进一步限定，所述外部水源5为消防水箱。且所述高位水箱4与保温层1连接的管道上设有开关阀。开关阀的主要作用是控制高位水箱与保温层连接管道的连通与关闭。

实施例5：

本实施例还提供一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，包括以下操作步骤：

1)在堆腔注水系统达到注水条件后，注水初级阶段采用注水泵2从外部水源中取水，注入到反应堆堆腔内压力容器与保温层1的冷却流道内，冷却压力容器外壁，冷却后的汽水混合物通过保温层上部的汽水出口流出堆腔，通过土建中的流道返回至安全壳内的低位注水箱；

2)在注水初级阶段结束后，注水泵2从低位注水箱3中取水至保温层1的冷却流道内，冷却后的水通过土建中流道返回至低位注水箱3，重复循环冷却。

本实施例所述操作方法，在针对堆芯熔化的严重事故时，通过前期外部水源过冷水的能动注入，和后期低位注水系统中水源的循环注入，可保证持续带走压力容器内熔融池的热量，保持压力容器的完整性。

实施例6：

本实施例在实施例6的基础上进一步限定，所述低位注水箱3为内置换料水箱，所述外部水源5为消防水箱。

实施例7：

本实施例在上述实施例的基础上进一步限定，在堆腔注水系统达到注水条件后，在无电源的情况下，采用从高位水箱4中取水非能动注入至保温层1的冷却流道内冷却。本实施例所述操作方法主要针对在丧失所有电源的断电事故的情况下，堆腔注水系统的注水条件达到后，可打开连接高位水箱与保温层的阀门实施非能动注入。

该堆腔注水冷却方法，一方面利用了现存于外部水源的过冷消防水提升CHF，解决前期的安全裕量问题，另一方面通过低位水箱的水再循环解决了长期冷却的问题。

实施例8：

本实施例在实施例7的基础上进一步限定，从高位水箱4取水具体操作方式为打开高位水箱与保温层底的连接管道上的开关阀。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，其特征在于：包括以下操作步骤：

1)在堆腔注水系统达到注水条件后，注水初级阶段采用注水泵(2)从外部水源中取水，所述外部水源(5)为消防水源或过冷水源，注入到反应堆堆腔内压力容器与保温层(1)的冷却流道内，冷却压力容器外壁，冷却后的汽水混合物通过保温层上部的汽水出口流出堆腔，通过土建中的流道返回至安全壳内的低位注水箱；

2)在注水初级阶段结束后，注水泵(2)从低位注水箱(3)中取水至保温层(1)的冷却流道内，冷却后的水通过土建中流道返回至低位注水箱(3)，重复循环冷却。

2.根据权利要求1所述的一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，其特征在于：所述低位注水箱(3)为内置换料水箱。

3.根据权利要求1所述的一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，其特征在于：所述外部水源(5)为消防水箱。

4.根据权利要求1所述的一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，其特征在于：在堆腔注水系统达到注水条件后，在无电源的情况下，采用从高位水箱(4)中取水非能动注入至保温层(1)的冷却流道内冷却。

5.根据权利要求4所述的一种采用过冷水能动注入堆腔注水冷却系统的操作方法，其特征在于：从高位水箱(4)取水具体操作方式为打开高位水箱与保温层底的连接管道上的开关阀。