CN108597630A - 一种核电厂全压非能动重力注入系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

Description

一种核电厂全压非能动重力注入系统

技术领域

本发明涉及核反应堆安全设施技术领域，特别是涉及一种核电厂全压非能动重力注入系统。

背景技术

核电站反应堆一回路正常运行时处于高温高压状态，发生事故后需要向反应堆冷却剂系统(简称一回路)注水，专门设置高压和低压的安全注入泵实施事故后的安全注入，但是，电厂发生全厂断电(SBO)事故后，如福岛事故，涉及电源等动力资源的能动设备无法运行，不能运行安注泵向反应堆注水，必须考虑非能动的专设安全设施。

一种非能动安全重力注入设计理念以疏导卸压为前提条件，如AP1000先进压水堆，设置大排量的一回路卸压阀(甚至爆破阀)，在发生瞬态事故一回路压力不能降低时，开启卸压阀将反应堆冷却剂排放至安全壳；安全壳压力随之升高，为了实现一回路重力注入，必须在安全壳内反应堆上方设置大容积的水箱作为安注水源。

卸压条件下的重力注入带来诸多问题，例如，大容积安注水箱布置在安全壳内，必须增大安全壳容积；瞬态事故后主动卸压，破坏了一回路压力边界的完整性，人为地将不严重的瞬态事故发展成更严重的一回路大破口事故；一回路放射性的冷却剂排放至安全壳内，事故后长时间的安全壳清理影响电厂经济性，甚至影响电厂的运行寿命。

发明内容

针对上述提出的卸压条件下的重力注入带来的诸多问题，本发明提供了一种核电厂全压非能动重力注入系统，采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

为解决上述问题，本发明提供的一种核电厂全压非能动重力注入系统通过以下技术要点来解决问题：一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆的一回路进行非能动重力注水，该注水系统包括中转水箱及蓄水水箱，所述中转水箱与反应堆的一回路之间、所述中转水箱与蓄水水箱之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀；

在高度方向上，所述反应堆的位置低于中转水箱的位置、所述中转水箱的位置低于蓄水水箱的位置。

现有技术中，需要注水的全压系统压力很高，尽管外部水源的位置高于全压系统，但是很难直接将水注入全压系统。本方案中，在外部水源与全压系统之间设置中转水箱，中转水箱位置高于全压系统，即反应堆的一回路，同时中转水箱的位置又低于外部水源，即蓄水水箱，设计时中转水箱封闭后的承压能力与全压系统相同或更高。连接中转水箱与全压系统则实现通过重力由中转水箱向全压系统中注水，隔离全压系统与中转水箱的连接，连接中转水箱与蓄水水箱则对中转水箱进行补水，完成补水后隔离中转水箱与蓄水水箱的连接，可再次连接中转水箱与全压系统，周而复始，实现全压非能动重力注入。

具体的，由于反应堆的一回路与中转水箱通过连通管道连接、中转水箱与蓄水水箱通过连通管道连接，同时所述连通管道上均设置有截断阀，反应堆、中转水箱、蓄水水箱三者存在特定的位置关系，这样：当中转水箱与蓄水水箱之间连通管道上的截断阀连通，中转水箱与反应堆的一回路之间连通管道上的截断阀断开时，若中转水箱中在先与一回路连通，则中转水箱先通过其与蓄水水箱之间的连通管道泄压，再通过其与蓄水水箱之间的连通管道补水；而后通过相应截断阀断开其与蓄水水箱之间的连接，通过相应截断阀连通其与一回路之间的连接，这样，中间水箱先与一回路均压，而后通过重力注水的方式向一回路中进行水的非能动重力注入。循环以上过程，即可在不对一回路进行压力释放的情况下，完成向一回路中进行水的非能动重力注入。

综上，采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

更进一步的技术方案为：

作为中转水箱与反应堆的一回路之间连通管道的具体实现方式，中转水箱与反应堆的一回路之间的连通管道包括第一均压管线及注入管线，所述第一均压管线的两端分别连接在中转水箱的上端及一回路上，所述注入管线的两端分别与中转水箱的底部及一回路相连；

所述第一均压管线及注入管线上均设置有截断阀。本方案中，所述第一均压管道作为均压用，其两端在一回路及中转水箱上的设置位置可避免一回路中的冷却剂大量进入到中转水箱中而致使放射性物质大量扩散；注入管线的作用作为水的重力注入管线，其两端在一回路及中转水箱上的设置位置可使得中转水箱中的水能够尽可能的在重力作用下进入到一回路中。中转水箱与反应堆的一回路之间连通管道的具体工作方式为：在注入管线上的截断阀关闭、第一均压管线上的截断阀开启时，中转水箱与一回路均压，且此时一回路冷却剂不会大量进入到中转水箱中；在注入管线上的截断阀开启时，实现中转水箱向一回路的非能动重力注入。

如上所述，由于中转水箱与一回路存在均压过程，为减小辐射对反应堆所造成的影响，所述中转水箱设置在安全壳的内部。

以上蓄水水箱优选采用含硼水箱，由于蓄水水箱向中转水箱进行补水时，需要完成中转水箱与蓄水水箱之间的均压，而含硼水箱为常压容器，则中转水箱在于蓄水水箱均压之前，两者的压差可在十几兆帕以上，为使得中转水箱与蓄水水箱均压时，尽可能少的通过相应连通管道向蓄水水箱中注入的放射性物质的量，还包括与中转水箱相连的泄压阀，所述泄压阀的出口端位于安全壳的内部。这样，可通过中转水箱先通过泄压阀与安全壳均压的方案，将中转水箱中大部分放射性物质排放至安全壳内，再进行中转水箱与蓄水水箱之间的均压，以达到减少放射性物质外泄的目的。

作为中转水箱与蓄水水箱之间的连通管道的具体实现方案，中转水箱与蓄水水箱之间的连通管道包括第二均压管线及补水管线；

所述第二均压管线的两端分别与中转水箱的上端及蓄水水箱的下端相连，所述补水管线的两端分别与中转水箱及蓄水水箱的下端相连。以上第二均压管线用作均压管道，将第二均压管线与中转水箱相连的一端设置为位于蓄水水箱的下端，这样在均压时，可通过蓄水水箱中的水尽可能的吸收放射性物质，避免放射性物质大量外泄污染环境或给放射性气体的处理带来麻烦。以上补水管线作为向中转水箱中补水用，补水管线的端部位置旨在尽可能的利用蓄水水箱中的水。

所述第二均压管线与蓄水水箱相连的一端上还连接有位于蓄水水箱底部的弥散过滤器。以上弥散过滤器即为用于发挥向蓄水水箱中弥散由第二均压管线中引入的流体、同时对由第二均压管线中引入的流体进行过滤的装置，具体实现方式可设置为包括开口端与第二均压管线相连的盲管，由盲管的连接端至自由端，沿着盲管的长度方向设置多个连通盲管内外侧的连通孔，且以上连通孔的孔径由盲管的连接端至自由端逐渐变大，同时在盲管中设置过滤网，这样，可使得由第二均压管线中引入的流体通过所述连通孔均匀的弥散至蓄水水箱中，以强化蓄水水箱中蓄水对以上流体中水蒸气的冷凝效果以及对裂变产物的吸收效果，在以上流体经过过滤网时，弥散过滤器起到过滤裂变产物的作用。

作为一种可合理利用安全壳内空间，同时杜绝放射性物质外泄或减小外泄量的实现方案，所述中转水箱位于安全壳的内部；

还包括与中转水箱相连的泄压阀，所述泄压阀位于安全壳的内部；

中转水箱与蓄水水箱之间的连通管道包括第二均压管线及补水管线；

所述第二均压管线的两端分别与中转水箱的上端及蓄水水箱的下端相连，所述补水管线的两端分别与中转水箱及蓄水水箱的下端相连；

所述泄压阀连接在第二均压管线上，且泄压阀与中转水箱之间的第二均压管线管段上、泄压阀与蓄水水箱之间的第二均压管线管段上均设置有截断阀。

所述蓄水水箱设置在安全壳的外部。本方案为综合了以上几个方案得到的优化设计，不仅可减小在非能动重力注入过程中一回路介质外泄的量，同时可使得具有辐射的物质尽可能少的进入到蓄水水箱中。本方案中，对第二均压管线上，截断阀、泄压阀位置及数量的限定，可使得通过所述泄压阀、泄压阀与蓄水水箱之间的第二均压管线管段，实现释放安全壳内内压，且释放过程中流体中的放射性物质、水蒸气可由蓄水水箱中的蓄水进行吸收。

作为杜绝放射性物质外泄或减小外泄量的实现方案，还包括串联于中转水箱与蓄水水箱之间的隔离水箱。本方案中，以上隔离水箱在中转水箱与蓄水水箱之间起到桥梁作用，隔离水箱的流体容置能力可使得裂变产物尽可能少的进入到蓄水水箱中。以上隔离水箱与中转水箱、蓄水水箱的具体连接方式均采用两根管线进行连接，其中的一根管线作为均压管，另一根管线作为补水管，同时在隔离水箱与中转水箱之间的均压管上亦设置位于隔离水箱中的弥散过滤器，以使得在完成中转水箱均压与蓄水水箱直接均压或间接均压过程中，由中转水箱带出的裂变产物能够尽可能的停留于隔离水箱中。

为使得在采用一个蓄水水箱的情况下，能够通过中转水箱不断的一回路中进行非能动重力注入补水，所述中转水箱的数量至少有两个。由于单个中转水箱向一回路中注水为间断注水，采用本方案，可通过多个中转水箱实现连续注水。

优选的，作为冗余设计，以上各管线，如第一均压管线、注入管线、补水管线、第二均压管线上的截断阀均至少有两个，这样，可保证对各管线通断状态控制的可靠性。

本发明具有以下有益效果：

采用该注入系统，事故后电厂一回路无需卸压，一回路无需以低压注入为目的实施主动排放，不依靠外部的动力源，以非能动方式将外部水源重力注入一回路。

附图说明

图1为本发明所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统一个具体实施例的结构示意图；

图2为本发明所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统一个包括隔离水箱的具体实施例的设备布置图。

图1中标记分别为：1、反应堆，2、第一均压管线，3、注入管线，4、中转水箱，5、补水管线，6、弥散过滤器，7、蓄水水箱，8、截断阀，9、第二均压管线，10、安全壳，11、泄压阀。

具体实施方式

下面结合实施例对本发明作进一步的详细说明，但是本发明不仅限于以下实施例：

实施例1：

如图1所示，本实施例提供了一种核电厂全压非能动重力注入系统的具体实现方式，设备包括中转水箱4，蓄水水箱7，弥散过滤器6，4条主要管线：第一均压管线2、注入管线3、第二均压管线9、补水管线5。设置截断阀8配合本注入系统运行，图中所述以下标号均为截断阀8：A、B、C、D、E、F、G、H、I、J。其中D亦作为泄压阀11。

本实施例中，与传统压水堆相比，中转水箱4容积类似于中压安注箱容积，约50立方米，有些电厂的含硼水箱兼具换料的功能，换料期间含硼水淹没堆腔屏蔽放射性，容积约1300立方米，含硼水箱作为蓄水水箱7。含硼水箱设置在安全壳10外的外部厂房(如燃料厂房)中，该厂房和含硼水箱都可以采用不承压设计，但应考虑放射性的包容效果，含硼水箱可封闭，通风系统可以对上部空间实施吹扫，将放射性气体输送至通风系统的过滤排放装置，同样，外部厂房也应考虑缓解放射性的通风系统。

各管线上设置止回阀防止逆流。贯穿安全壳10的管道在安全壳10壁面两侧都设置截断阀8。所有管道都按承压管道设计，与一回路承压能力相同。水蒸汽排放卸压的管道上设置放射性监测仪表，安全壳10外的外部厂房内、含硼水箱内都要设置放射性监测仪表。

具体运行流程

中转水箱4下部设置注入管线3，上方设置第一均压管线2，管线上设置截断阀8，一回路正常运行时所有截断阀8都处于关闭状态。瞬态事故(如SBO事故)发生后，首先开启第一均压管线2上的截断阀A，确保中转水箱4与一回路压力平衡，事故继续发展后一回路水位持续降低，安全受到威胁时，开启注入管线3上的截断阀B，实施重力注入。

持续监测中转水箱4水位，水箱排空后，关闭阀门A、B，将中转水箱4与一回路隔离开。开启中转水箱4压力排放管线的卸压截断阀C，开启壳内排放截断阀D，将中转水箱4排放至安全壳10大气压，类似稳压器安全阀排放，D下游管线也连接至卸压箱。关闭壳内排放截断阀D，监测卸压平衡管线上的放射性强度。中转水箱4曾经与一回路连接，水蒸汽中可能夹带放射性裂变产物，但堆芯损坏前燃料包壳基本完好，少量燃料破损情况下放射性强度不高。

事故后安全壳10压力可能高于壳外环境大气压，低放射性条件下，开启截断阀G、H、E，中转水箱4压力降至环境大气压，开启补水截断阀F，向中转水箱4补水。对蒸汽中夹带的少量放射性裂变产物，通过弥散过滤器6滞留在含硼水箱中。将大容积含硼水箱的水注入至中转水箱4，完成蓄水后关闭所有截断阀8，水箱处于备用状态。一回路水位降低，反应堆1受到威胁时，再次启动中转水箱4的重力注水。

本实施例中，重力注入系统的运行不依赖于一回路的主动卸压，一回路稳压器安全卸压阀不执行主动开启卸压，例如，开启压力整定值设置为16.6MPa，实现其维持一回路压力边界完整性的功能。核电厂全压非能动重力注入系统包括智能子系统，根据水位、压力、放射性的参数自动执行阀门的开闭操作，同时可包括人员干预，失去外部电源时阀门和仪控系统由蓄电池供电。该智能子系统可以是电厂数字化仪控系统(DCS)的一部分，其质保、抗震、供电等要求都应为安全级。

瞬态事故后的信号逻辑大致如下：稳压器安全卸压阀被顶开—>A开启，一回路水位低—>B开启，中转水箱4水位低—>AB关闭，确认关闭后，CD开启，中转水箱4与安全壳10压差小于1KPa—>D关闭，确认关闭后，监测中转水箱4及下游蒸汽管道放射性低于整定值—>GHE开启，5秒延迟后F开启，向中转水箱4补水，中转水箱4水高—>所有截断阀8关闭，中转水箱4处于备用状态，可以再次投入使用。

在图1的基础上，可以并联设置多个中转水箱4，例如，对于两环路压水堆电厂，可以每个环路设置2个中转水箱4，一个中转水箱4如图1所示冷段注入，另一个中转水箱4反应堆1压力容器直接注入，交替运行可以实现连续补水。可以考虑用中转水箱4替代传统的中压安注箱，也可以保留中压安注箱。还可以将中转水箱4和中压安注箱整合在一起，例如，一个中转水箱4与氮气罐连接，隔离压力平衡管线，不考虑重力注水，压力降至5MPa时用氮气罐加压，实现一回路注水。

图1的基本设计非常强调隔离，中转水箱4连接一回路则隔离含硼水箱，连接含硼水箱则隔离一回路，同时连接则发生界面系统LOCA事故。界面系统LOCA事故是指：与一回路相连的系统因安全壳10外管道破口或阀门误开启，一回路冷却剂直接泄漏至安全壳10外。

蒸汽管线和补水管线5都可能发生阀门误开启事故：中转水箱4与一回路连接状态下错误开启管线上的阀门，导致一回路冷却剂直接向含硼水箱排放，卸压管道的排放端设置了弥散过滤器6，弥散过滤器6具体实现方式可设置为包括开口端与第二均压管线9相连的盲管，由盲管的连接端至自由端，沿着盲管的长度方向设置多个连通盲管内外侧的连通孔，且以上连通孔的孔径由盲管的连接端至自由端逐渐变大，同时在盲管中设置过滤网，这样，可使得由第二均压管线9中引入的流体通过所述连通孔均匀的弥散至蓄水水箱7中，以强化蓄水水箱7中蓄水对以上流体中水蒸气的冷凝效果以及对裂变产物的吸收效果，在以上流体经过过滤网时，弥散过滤器6起到过滤裂变产物的作用，便于一回路水蒸汽的冷凝。针对补水管线5的阀门误开启事故，将补水管线5延伸至含硼水箱内部，水蒸汽通过管孔，即所述连通孔排放，增强水蒸汽的扩散冷凝效果，减少高压误排放的冲击力，特别是减少对水箱围板的冲击力，同时加固围板防止损坏。排放导致压力逐渐降低，因此下游管孔的孔径逐渐增大。管孔的孔径及布置需要均衡考虑扩散冷凝和冲击力缓解，应在施工设计阶段根据具体条件分析确定。

本实施例提供的方案体现了本发明的基本原理，相比于传统电厂没有过多的新增设备，简单实用，经济型强。不要求大容积含硼水箱作为承压设备，对于阀门误开启导致的界面系统LOCA事故，可能有部分冷却剂通过含硼水箱流失，但只要含硼水箱能够抵御最初排放的高压冲击，不发生结构失效，就可以保证大部分硼水滞留在含硼水箱中，压力平衡后就可以实现重力注入。

含硼水箱内用于中转水箱4的卸压的第二均压管线9和补水管线5的终端接口都设计在水面之下，可以避免不可凝气体注入一回路，简化取消弥散过滤器6也可以实现类似效果，不影响全压非能动的重力注入功能。

实施例2：

本实施例在实施例1的基础上作进一步限定，如图2所示，含硼水箱作为大容积水源的功能与图1类似，在图1的基础上增加隔离水箱，相应地，增设平衡管线和补水管线5，增设截断阀M、N、O、P，隔离水箱内部增设两个阀门：K、冷凝排放阀；L、加压排放阀。隔离水箱为承压设备，承压能力与一回路相同，不连接通风设备，容积可以比较小，如100立方米。隔离水箱作为承压设备设置在中转水箱4和含硼水箱之间，将二者隔离开来，隔离水箱高于中转水箱4而低于含硼水箱，根据本发明的基本原理，含硼水箱的硼水可以通过重力的注入一回路。隔离水箱可以实现两个安全功能：1)严重事故工况下隔离中转水箱4，包容放射性；2)阀门误开启发生界面系统LOCA事故时，补充隔离一回路压力边界，防止冷却剂流失。

具体运行流程

中转水箱4与隔离水箱之间所有阀门关闭的前提下，向隔离水箱补水与一回路注水可以同时执行。中转水箱4同时连接隔离水箱和一回路，隔离水箱可以向一回路直接注水。

系统正常应对瞬态事故时运行方式如实施例1，加压排放阀L保持关闭，冷凝排放阀K保持开启。加压排放阀L开启后可以对隔离水箱快速加压，适用于隔离水箱向一回路直接注水，或者阀门误开/卡开事故。

运行方式举例如下：SBO事故发生后，投入全压非能动重力注入系统缓解事故，压力平衡管线的截断阀8开启后卡开，关闭失效，事故发展成SBO叠加阀门卡开事故，如果此时不能隔离该中转水箱4或必须继续利用该中转水箱4，则考虑开启加压排放阀L，减少冷凝排放，甚至关闭冷凝排放阀K终止冷凝排放，快速对隔离水箱增压，从而快速重力注入。

以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施方式只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明的技术方案下得出的其他实施方式，均应包含在本发明的保护范围内。

Claims (10)

1.一种核电厂全压非能动重力注入系统，用于对反应堆(1)的一回路进行非能动重力注水，其特征在于，该注水系统包括中转水箱(4)及蓄水水箱(7)，所述中转水箱(4)与反应堆(1)的一回路之间、所述中转水箱(4)与蓄水水箱(7)之间均设置有连通管道，且所述连通管道上均设置有截断阀(8)；

在高度方向上，所述反应堆(1)的位置低于中转水箱(4)的位置、所述中转水箱(4)的位置低于蓄水水箱(7)的位置。

2.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，中转水箱(4)与反应堆(1)的一回路之间的连通管道包括第一均压管线(2)及注入管线(3)，所述第一均压管线(2)的两端分别连接在中转水箱(4)的上端及一回路上，所述注入管线(3)的两端分别与中转水箱(4)的底部及一回路相连；

所述第一均压管线(2)及注入管线(3)上均设置有截断阀(8)。

3.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，所述中转水箱(4)设置在安全壳(10)的内部。

4.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，还包括与中转水箱(4)相连的泄压阀(11)，所述泄压阀(11)的出口端位于安全壳(10)的内部。

5.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，中转水箱(4)与蓄水水箱(7)之间的连通管道包括第二均压管线(9)及补水管线(5)；

所述第二均压管线(9)的两端分别与中转水箱(4)的上端及蓄水水箱(7)的下端相连，所述补水管线(5)的两端分别与中转水箱(4)及蓄水水箱(7)的下端相连。

6.根据权利要求5所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，所述第二均压管线(9)与蓄水水箱(7)相连的一端上还连接有位于蓄水水箱(7)底部的弥散过滤器(6)。

7.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，所述中转水箱(4)位于安全壳(10)的内部；

还包括与中转水箱(4)相连的泄压阀(11)，所述泄压阀(11)位于安全壳(10)的内部；

中转水箱(4)与蓄水水箱(7)之间的连通管道包括第二均压管线(9)及补水管线(5)；

所述第二均压管线(9)的两端分别与中转水箱(4)的上端及蓄水水箱(7)的下端相连，所述补水管线(5)的两端分别与中转水箱(4)及蓄水水箱(7)的下端相连；

所述泄压阀(11)连接在第二均压管线(9)上，且泄压阀(11)与中转水箱(4)之间的第二均压管线(9)管段上、泄压阀(11)与蓄水水箱(7)之间的第二均压管线(9)管段上均设置有截断阀(8)。

8.根据权利要求7所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，所述蓄水水箱(7)设置在安全壳(10)的外部。

9.根据权利要求1所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，还包括串联于中转水箱(4)与蓄水水箱(7)之间的隔离水箱。

10.根据权利要求1至9中任意一项所述的一种核电厂全压非能动重力注入系统，其特征在于，所述中转水箱(4)的数量至少有两个。