CN110752046B - 安全装置、核电厂系统以及核电厂的安全运行方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种安全装置，包括热交换单元、喷淋机构以及控制机构，所述热交换单元的入口端与核电厂系统中的反应堆冷却剂系统的热段连接，其出口端与所述反应堆冷却剂系统的冷段连接，所述热交换单元的入口端还用于与安全壳中的内置换料水箱连接，所述喷淋机构设于安全壳内，其入口端用于与所述热交换单元的出口端连接，所述控制机构包括用于控制安全装置各连接管线的第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件。本发明还公开一种包含上述安全装置的核电厂系统、以及一种核电厂安全运行的方法。本发明装置的结构简单高效，实现了对多重安全系统的整合，可以提高设备利用率，降低设备投资成本。

Description

安全装置、核电厂系统以及核电厂的安全运行方法

技术领域

本发明属于核技术领域，具体涉及一种安全装置、核电厂系统以及核电厂的安全运行方法。

背景技术

在发生了福岛核泄漏事件后，核电技术安全性更加受到重视，因此在目前的大部分三代压水堆核电厂中都设置了多重的安全系统列，以防止始发事件叠加单一故障导致的核电厂安全功能失效，进而导致堆芯的损毁。

目前这些多重的安全系统都是采用单独布置的方式，即各个安全系统之间一般相互独立关系，各不相干。然而，这种多重、独立的布置方式，导致核电厂系统的整体结构较为繁琐，不仅设备、管道需要求量大，空间占用大，且这些安全系统的成本都比较高，致使核电厂的成本急剧增加，经济性下降，还会增加建设难度，使得压水堆核电厂在与火电、水电、风电的竞争中处于劣势。如在国内、外三代核电的投资过程中，均遇到了成本过高等问题。

另外，在核电厂正常运行时，部分安全系统处于未启用状态，其中的设备都在闲置，比如安全壳喷淋系统，在核电厂的正常运行时，整个安全壳喷淋系统的设备都处于闲置状态，可见现有的安全系统的布置方式，还存在设备利用率低，大量设备资源浪费的问题。

发明内容

本发明要解决的问题是针对现有技术中存在的以上不足，提供一种安全装置、核电厂系统以及核电厂的安全运行方法，其结构简单高效，实现了对多重安全系统的整合，可以大大提高设备利用率，降低设备成本。

本发明提供的安全装置，其技术方案如下：

一种安全装置，包括热交换单元、喷淋机构以及控制机构，所述热交换单元的入口端用于与核电厂系统中的反应堆冷却剂系统的热段通过第一连接管线连接，其出口端用于与所述反应堆冷却剂系统的冷段通过第二连接管线连接，所述热交换单元的入口端还用于与安全壳中的内置换料水箱通过第三连接管线连接，所述喷淋机构设于安全壳内，其入口端用于与所述热交换单元的出口端连接，所述控制机构包括第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件，所述第一控制组件设于所述第一连接管线上，用于控制所述第一连接管线的通断，所述第二控制组件设于所述第二连接管线上，用于控制所述第二连接管线的通断，所述第三控制组件设于所述第三连接管线上，用于控制所述第三连接管线的通断。

优选的，所述安全装置还包括循环管线，所述循环管线的两端分别与所述热交换单元的入口端和出口端相连。

优选的，所述热交换单元包括热交换器和泵，所述泵的入口端与所述第一连接管线连接，其出口端与所述热交换器的入口端连接，所述热交换器的出口端与所述第二连接管线连接，所述循环管线的两端分别与所述泵的入口端和所述热交换器的出口端相连。

优选的，所述热交换单元还包括调节管线和加药喷射器，所述调节管线与所述热交换器并联设置，其两端分别与热交换器的入口端和出口端相连，调节管线上设有调节阀，所述加药喷射器与所述泵并联设置。

优选的，所述喷淋机构包括喷淋环管，所述喷淋环管设于所述安全壳顶部的内壁上，所述控制机构还包括第四控制组件，所述第四控制组件设于所述热交换单元的出口端上，用于控制喷淋环管的开闭。

优选的，所述第一连接管线和第二连接管线上设有多个接口，多个所述接口分别用于与化学和容积控制系统、乏燃料水池冷却系统、安全注入系统和堆腔注水系统相连，所述控制机构还包括控制器，所述控制器与所述第一控制组件、所述第二控制组件、所述第三控制组件分别电连接。

本发明还提供一种核电厂系统，其技术方案如下：

一种核电厂系统，包括安全壳和安全厂房，所述安全壳内设有反应堆冷却剂系统，所述核电厂系统还包括以上所述的安全装置。

优选的，所述热交换单元设于核电厂系统的安全厂房内，所述安全厂房的数量为多个，所述热交换单元的数量与安全厂房的数量相同，多个热交换单元分设于多个安全厂房内。

优选的，所述第一控制组件包括多个隔离阀，多个所述隔离阀依次设置在所述第一连接管线上，其中的若干个隔离阀处于所述安全壳内，其它隔离阀处于所述安全厂房内，

所述第二控制组件包括多个阀门，多个所述阀门依次设于所述第二连接管线上，第二控制组件中的若干个阀门处于所述安全厂房内，其它阀门处于所述安全壳内，

所述第三控制组件包括一个或多个隔离阀，第三控制组件中的隔离阀处于所述安全厂房内；

所述控制机构还包括控制器和检测器，所述控制器采用核电厂系统的总控单元，所述总控单元内设有温度阈值和/或压力阈值，总控单元与所述第一控制组件、所述第二控制组件、所述第三控制组件分别电连接，

所述检测器与所述总控单元电连接，用于检测核电厂系统的不同位置的温度信息和/或压力信息，并将检测到的温度信息和/或压力信息传送给总控单元，

总控单元用于将接收到的温度信息和/或压力信息与其内的温度阈值和/或压力阈值比较，并根据比较结果控制第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件。

优选的，所述第一控制组件还包括泄压阀，在所述第一控制组件中，处于安全壳内的隔离阀的数量为两个以上，所述泄压阀设于其中任意相邻的两个隔离阀之间。

本发明还提供一种核电厂安全运行方法，其技术方案如下：

一种核电厂的安全运行方法，包括，在核电厂正常停堆工况时，将安全壳中的反应堆冷却剂系统的介质水导出并对其进行冷却，再将冷却的介质水导入反应堆冷却剂系统中，以导出反应堆堆芯余热；在核电厂压力异常情况下，从所述安全壳的内置换料水箱中取水对安全壳内部进行喷淋，以对安全壳进行降压降温。

本发明的有益效果如下：

本发明的安全装置是基于更高的系统设置层次，将不同工况、不同运行阶段下的不同安全系统的功能需求相结合，并且能与核电厂系统中的主运行系统(反应堆冷却剂系统)之间连通，使其能够在充分利用现有设备的前提下，再增设部分相对简单的器件，来实现多个安全系统的相应功能，使其同时具有反应堆余热导出功能和安全壳降压喷淋功能，与现有技术相比，采用该安全装置的核电厂系统既可以在每个停堆换料周期下执行停堆导热以及升温启堆的工作，又可以在较低概率的事故情况下执行安全壳压力控制以及事故后中长期带热的功能，在保证核电厂原有的安全性的前提下，可以大大提高设备利用率，降低设备投资成本。本发明的核电厂安全运行方法，操作简单，对设备损伤小，安全可靠。

附图说明

图1为本发明实施例1中安全装置的结构示意图；

图中：10-安全壳；11-内置换料水箱；12-热交换器；13-泵；14-加药喷射器；15-喷淋环管；16-调节管线；160-调节阀；17-循环管线；18-第一连接管线；19-第二联接管线；20-第三连接管线；100-第二环路热段；101-第一隔离阀；102-第二隔离阀；103-第三隔离阀；104-第四隔离阀；105-第五隔离阀；106-第六隔离阀；107-第七隔离阀；108-第八隔离阀；109-第一止回阀；110-第二止回阀；111-泄压阀；112-第一环路冷段；113-第一RCV接口；114-第一RFT接口；115-第二RCV接口；116-第一RSI接口；117-第二RFT接口；

22-热交换器；23-泵；24-加药喷射器；25-喷淋环管；26-调节管线；260-调节阀；27-循环管线；28-第一连接管线；29-第二联接管线；30-第三连接管线；200-第三环路热段；201-第一隔离阀；202-第二隔离阀；203-第三隔离阀；204-第四隔离阀；205-第五隔离阀；206-第六隔离阀；207-第七隔离阀；208-第八隔离阀；209-第一止回阀；210-第二止回阀；211-泄压阀；212-第二环路冷段；213-第一RCV接口；214-第一RFT接口；215-第二RCV接口；216-第二RSI接口；217-第二RFT接口。

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整的描述，显然，所描述的实施例是本发明的一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

由于现有技术中核电厂存在的设备利用率低、成本高等问题，因此本发明提供一种安全装置，其包括热交换单元、喷淋机构以及控制机构，

所述热交换单元的入口端用于与核电厂系统中的反应堆冷却剂系统的热段通过第一连接管线连接，其出口端用于与所述反应堆冷却剂系统的冷段通过第二连接管线连接，

所述热交换单元的入口端还用于与安全壳中的内置换料水箱通过第三连接管线连接，

所述喷淋机构设于安全壳内，其入口端用于与所述热交换单元的出口端连接，

所述控制机构包括第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件，

所述第一控制组件设于所述第一连接管线上，用于控制所述第一连接管线的通断，

所述第二控制组件设于所述第二连接管线上，用于控制所述第二连接管线的通断，

所述第三控制组件设于所述第三连接管线上，用于控制所述第三连接管线的通断。

相应地，本发明还提供一种核电厂系统，包括安全壳和安全厂房，所述安全壳内设有反应堆冷却剂系统，所述核电厂系统还包括以上所述的安全装置。

相应地，本发明还提供一种核电厂的安全运行方法，包括：

在核电厂正常停堆工况时，将安全壳中的反应堆冷却剂系统的介质水导出并对其进行冷却，再将冷却的介质水导入反应堆冷却剂系统中，以导出反应堆堆芯余热；

在核电厂压力异常情况下，从所述安全壳的内置换料水箱中取水对安全壳内部进行喷淋，以对安全壳进行降压降温。

实施例1

如图1所示，本实施例公开一种安全装置，包括热交换单元、喷淋机构以及控制机构，其中：

所述热交换单元的入口端用于与核电厂系统中的反应堆冷却剂系统(即ReactorCoolant System，简称RCS)的热段(RCS的热水部分即为RCS的热段，如第二环路热段100)通过第一连接管线18连接，其出口端用于与所述反应堆冷却剂系统的冷段(RCS的冷水部分即为RCS的冷段，如第一环线冷段112)通过第二连接管线19连接，以实现核电厂正常启停堆过程中对反应堆堆芯的余热导出功能和核电厂事故情况下对反应堆堆芯衰变热中长期导出功能；

热交换单元的入口端还用于与安全壳10中的内置换料水箱(即IRWST)11通过第三连接管线20连接，喷淋机构设于安全壳10内，其入口端用于与热交换单元的出口端连接，以实现核电厂事故情况下(如安全壳内超压等情况)对安全壳的降压喷淋功能。

控制机构包括第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件，其中，第一控制组件设于第一连接管线18上，用于控制第一连接管线18的通断，第二控制组件设于第二连接管线19上，用于控制第二连接管线19的通断，第三控制组件设于第三连接管线20上，用于控制第三连接管线20的通断。

可选的，所述装置还包括循环管线17，循环管线与热交换单元并联设置，即循环管线的两端分别与热交换单元的入口端和出口端相连。

本实施例中，热交换单元包括热交换器12、泵13，其中：泵13的入口端与第一连接管线18连接，用于连通RCS的热段；泵13的出口端与热交换器12的入口端连接，热交换器12的出口端与第二连接管线19连接，用于连通RCS的冷段。泵13可以为安全装置的各个连接管线中的介质(含硼水)的流通提供额外的动力，还可以在启动喷淋机构时提高喷淋机构的喷淋效率。

循环管线17为一段小流量管线，其两端分别与泵13的入口端、热交换器12的出口端连接，也就是说，其两端分别连接在第一连接管线18和第二连接管线19上。在该安全装置执行反应堆堆芯余热导出功能时，通过启动泵13，使介质在各连接管线和循环管线17中循环流动，从而使装置(包括泵13、热交换器12、以及整个装置内的连接管线)中介质的温度缓慢升高，同时，利用循环管线17对介质的循环作用还可以对各连接管线内的介质起到搅拌的作用、对泵13的小流量保护、以及防止泵13下游的管道关死、引起水锤或者泵的憋死。

本实施例中，热交换器12优选采用管壳式换热器，泵13优选采用离心泵，本实施例中对热交换器12及泵13的类型，不作进一步限定。热交换器12的容量应可以满足对安全壳降压喷淋的需求量、以及使堆芯在一定时间内(如24h)降至冷停堆的需求量,本实施例对此不作进一步限定。

可选的，热交换单元还包括调节管线16、加药喷射器14。调节管线16与热交换器12并联设置，其两端与热交换器12的入口端和出口端分别相连。且调节管线16上设有调节阀160，通过控制调节阀160的开度来控制介质在热交换器13中流通的量，从而可以控制介质的温度变化速率。本实施例中，介质的温度变化速率优选为60-120℃/h。加药喷射器14与泵13并联设置，在安全装置执行安全壳内喷淋功能时，可以通过加药喷射器14向连接管线中的待喷淋的介质中加入相应的化学控制药品，从而降低事故带来的危害。

需要注意的是，本实施例中的热交换单元的数量可以为一个，也可以为多个，当采用多个热交换单元时，多个热交换单元并联连接，相应地，喷淋机构、第一连接管线18、第二连接管线19、第三连接管线20也分别为多个，并分别按上述方式进行连接。

第一控制组件包括一个或多个隔离阀，优选为多个，多个隔离阀依次设置在第一连接管线上。

本实施例中，第一控制组件包括四个隔离阀，分别为第一隔离阀101、第二隔离阀102、第三隔离阀103和第四隔离阀104，第一隔离阀101、第二隔离阀102、第三隔离阀103、第四隔离阀104依次设于RCS的热段至泵13之间的第一连接管线18上。设置多个(四个)隔离阀对第一连接管线18进行分段隔离，可以降低阀门误开启、或者泄漏的风险导致压力蔓延到安全壳10外的概率，从而提高核电厂的安全性。

当然，本实施例的第一控制组件中的隔离阀的数量还可以是其它数量，具体可以根据需求，增加或减少第一控制组件中隔离阀的数量，而不仅限于以上所述的隔离阀数量。通过设置多重隔离阀，可以在核电厂停堆或启堆过程中发生故障时，如连接管线非能动泄漏，通过控制各个隔离阀对连接管线进行隔离，即隔离相应的故障冷却列，由其它的系列继续执行停堆降温或启堆升温过程，此时降温或降温的时间会有所增长。

可选的，第一控制组件还包括泄压阀。泄压阀可以设于第一控制组件中的任意相邻的两个隔离阀之间，以便在第一连接管线18内压力过高时(如与一回路的隔离发生泄漏时，一回路的压力扩展到第一连接管线，导致压力急剧升高)，通过泄压阀111进行泄压，保障本安全装置的完整性。本实施例中，泄压阀111优选设于第二隔离阀102与第三隔离阀103之间，当第一连接管线的部分管线的压力过高时，通过配合打开各隔离阀，使第一连接管线18的压力过高的部分与泄压阀111处连通，并打开泄压阀111进行泄压。

本实施例中，泄压阀111可以为弹簧阀、先导式安全阀或其它具有类似功能的阀门，本实施例对泄压阀的类型不作进一步限定。泄压阀的数量可以设置为多个，多个泄压阀分别设于各个隔离阀之间的连接管线上，本实施例不作进一步限定。

本实施例中，第二控制组件包括一个或多个阀门，优选为多个，多个阀门依次设于第二连接管线19上。

本实施例中，第二控制组件包括四个阀门，分别为第五隔离阀105、第六隔离阀106、第一止回阀109和第二止回阀110。第五隔离阀105、第一止回阀109、第六隔离阀106、第二止回阀110依次设于热交换器12至RCS的冷段之间的第二连接管线19上。通过设置多个(第五隔离阀105、第六隔离阀106)阀门对第二连接管线19进行分段隔离，可以降低阀门误开启、或者泄漏的风险导致压力蔓延到安全壳10外的概率，从而提高核电厂安全性。通过设置第一止回阀109和第二止回阀110，可以防止含硼水从RCS的冷段倒流至本安全装置内，使含硼水只能由本安全装置单向流向RCS的冷段。

本实施例中，第三控制阀包括一个或多个阀门，本实施例中优选为一个，即第八隔离阀108,第八隔离阀108设于热交换单元中的泵13和安全壳内的内置换料水箱11之间的第三连接管线20上，其中，第三连接管线20的输出端与第一连接管线18相连。在核电厂正常运行工况下，可以通过第三连接管线20由内置换料水箱11向本安全装置的各连接管线输送含硼水进行灌水、保压的作用，以便在需要启用本安全装置时(如安全壳内超压时)，可以尽快投入运行，并提供用水(如安全壳内喷淋)。

本实施例中，喷淋机构包括喷淋环管15，喷淋环管15设于核电厂内的安全壳顶部的内壁上；所述控制机构还包括第四控制组件，第四控制组件设于热交换单元的出口端上，用于控制喷淋环管15的开闭。

具体的，喷淋机构通过第四连接管线与第二连接管线19连接，第四连接管线设于二连接管道和喷淋环管15之间，从而通过这种方式使得喷淋机构与热交换器的输出端连接，第四连接管线与第二连接管线19的连接处优选为第一止回阀109和第六隔离阀106之间。第四控制组件设于第四连接管线上，其包括一个或多个阀门，即第七隔离阀107，优选第七隔离阀107的数量为多个，多个第七隔离阀107并联设置，以防止在执行安全壳降压喷淋功能时因单个第七隔离阀的失效拒开，导致喷淋功能的整体丧失，从而提高安全装置的稳定性和可靠性。本实施例中的第七阀门优选为采用两个，两个第七阀门107并联后再与喷淋环管15串联。

需要注意的是，本实施例中的第一控制组件、第二控制组件、第三控制组件和第四控制组件中的各个隔离阀，其区别仅在于其所设置的位置的不同，这些隔离阀可以采用相同类型的阀门，也可以采用不同类型的阀门，本实施例不作进一步限定。

各个控制组件中的各个阀门可以为手动阀门，也可以是能够实现自动控制的控制阀门。

进一步的，控制机构还包括控制器和检测器，其中，控制器可以采用核电厂系统的总控单元(当然也可以采用其它控制器)，总控单元内设有温度阈值和/或压力阈值，总控单元与第一控制组件、第二控制组件、第三控制组件、第四控制组件分别电连接。检测器与总控单元电连接，检测器用于检测核电厂系统的不同位置的温度值和/或压力值，并将检测到的温度值和/或压力值传送给总控单元。总控单元通过将接收到的温度值和/或压力值与其内部设置的温度阈值和/或压力阈值进行比较，并根据比较结果来控制对第一控制组件、第二控制组件、第三控制组件、第四控制组件中各个阀门的开闭，从而实现本安全装置的自动控制。如当发生泄漏、蒸汽扩散到安全壳10内而导致安全壳10内的压力上升达到整定点(即温度阈值和/或压力阈值)后，通过总控单元控制打开第八隔离阀108、第五隔离阀105，使喷淋机构与内置换料水箱11连通，将内置换料水箱11的水喷淋到安全壳10内，从而降低安全壳10内的温度和压力。

本实施例中，检测器具体可以采用温度压力表，温度压力表的数量可以为多个，分别设于核电厂内的不同位置，以检测各位置的温度及压力，如可以设于第二连接管线19的出口端用于检测第二连接管线的出口端的温度信息，也可以设于安全壳10内用于检测安全壳10内的温度信息和压力信息等，温度压力仪表与核电厂的总控单元电连接，能够向总控单元传送所检测位置(如安全壳)的温度信息和压力信息。

可选的，第一连接管线18和第二连接管线19上设有多个接口，多个所述接口分别用于与化学和容积控制系统(RCV)、乏燃料水池冷却系统(RFT)、安全注入系统(RSI)和堆腔注水系统(CIS)相连。

在一些可选的实施方式中，第一连接管线18上设有第一RCV接口113、第一RFT接口114，第二连接管线19上设有第二RCV接口115、第一RSI接口116、CIS接口、第二RFT接口117。具体来说，第一RCV接口113设于第一控制组件(第四隔离阀104)与泵13之间的第一连接管线上，用于从RCV向本安全装置内输送介质(即含硼水)，可以对水质进行净化，还可以在一回路破口事故时通过本安全装置向一回路补水，第二RCV接口115设于热交换器12的输出端的第二连接管线19上，用于向RCV输送含硼水，这样就可以将本安全装置与RCV进行连通，可以在启堆、停堆过程中实现对一回路水质的控制和调节。第一RFT接口114设于RCV接口113与泵13之间，第二RFT接口117设于热交换器12和第二控制组件(第五隔离阀105)之间的第二连接管线上，用于将本安全装置与RFT进行连通，从而可在RFT与本安全装置之间建立互为备用的关系，有利于核电厂各系统之间整合，以减少管路等设施。CIS接口设于热交换器12和第五隔离阀之间的第二连接管线上，用于将本安全装置与CIS进行连通，可以在事故扩展情况下，如一回路开口工况下的全厂断电事故中，通过为一回路注水，维持一回路的水装量。在实际操作中，还可以将CIS接口和第二RFT接口117的位置合并设置，本实施例对此不作进一步限定。第一RSI接口116设于热交换器12和第二RFT接口117之间，用于将本安全装置与RSI进行连通，以便在一回路中的大破口事件中利用充排模式带走一回路的热量。

可见，由于本实施例的安全装置上设有多个接口，能与其它安全系统之间连通，从而使各个独立设置的安全系统之间通过本安全装置互相连通，可以更大程度地节约设备资源，并可以简化核电厂系统的整体结构，减少占用空间，降低核电厂的成本。

本实施例中的安全装置将不同工况、不同运行阶段下的功能需求向结合，具有反应堆余热导出功能和安全壳降压喷淋功能，与现有技术相比，能保证核电厂系统既可以在每个停堆换料周期下执行停堆导热以及升温启堆的工作，又可以在较低概率的事故情况下执行安全壳压力控制以及事故后中长期带热的功能，在保证核电厂原有的安全性的前提下，可以提高设备利用率，降低设备投资成本。

实施例2

本实施例公开一种核电厂系统，包括安全壳和安全厂房，安全壳内设有反应堆冷却剂系统，核电厂系统还包括实施例1中所述的安全装置。

进一步的，安全装置中的热交换单元设于核电厂系统的安全厂房内，安全厂房的数量一个或多个，优选为多个，热交换单元的数量与安全厂房的数量相同，且多个热交换单元分设于多个安全厂房内。

本实施例中，安全厂房的数量为两个，两个安全厂房分别设于安全壳的两侧，相应地，热交换单元也为两个，两个热交换单元采用相同的方式与核电厂的一回路的反应堆冷却剂系统(RCS)的热段、冷段分别进行连接,形成两个独立的闭合环路，即系列A和系列B，系列A和系列B在结构上、功能上完全相同，系列A和系列B中流通的介质均为含硼水。

本实施例的核电厂系统通过将两个系列的热交换单元分别设于安全壳两侧的两个安全厂房内，由于具有取水管道长的特点，可有效避免死管道效应。且通过设置两个系列，可以在其中一个系列失效时，启动另一个系列，即其中一个系列作为另一个系列的备用，以保证核电厂系统的功能齐全，还可以将两个系列同时开启，以提高整个系统的运行效率，并便于系统维护，从而提高系统的稳定性和可靠性。

为了防止出现同系列从RCS中的同一个环线的热段抽水、再从同一个环线的冷段回水(在本实施例的核电厂系统中，一回路设有三个环线，即本实施例中的第一环线、第二环线、第三环线，每个环线上设有蒸汽发生器，从反应堆出来的热水，经过蒸汽发生器冷却后，变成冷水再返回到反应堆中)，从而导致的反应堆一回路内的冷却剂无法均匀搅浑的问题，本实施例的核电厂系统采用从不同的环线上取水或回水，如系列A可以从RCS的第二环线的热段100取水，再从第一环线的冷段112回水；系列B可以从第三环线的热段200取水，再从第二环线的冷段212回水，当核电厂系统设有多个系列时，依此类推。

进一步的，第一控制组件中的若干个(两个以上)隔离阀处于安全壳10内，第一控制组件中剩下的其它隔离阀处于安全厂房内。

在一些可选的实施方式中，如图1所示，第一控制组件包括第一隔离阀101、第二隔离阀102、第三隔离阀103、第四隔离阀104，其中，第一隔离阀101、第二隔离阀102、第三隔离阀103设于安全壳10内，泄压阀111处于第一隔离阀101和第二隔离阀102之间，第四隔离阀104设于安全厂房内。

进一步的，第二控制组件中的若干个阀门处于安全厂房内，第二控制组件中剩下的其它阀门处于安全壳10内。

在一些可选的实施方式中，如图1所示，第二控制组件包括第五隔离阀105、第六隔离阀106、第一止回阀109第二止回阀110，其中，第五隔离阀105、第一止回阀109设于安全厂房内，第六隔离阀106、第二止回阀110设于安全壳10内。

进一步的，如图1所示，第三控制组件包括一个或多个隔离阀，第三控制组件中的隔离阀处于安全厂房内。当然，第三控制组件还可以设于安全壳10内，而不仅限于设于安全厂房内。

本实施例的核电厂系统的运行时，通过总控单元获取核电厂运行情况信息，控制安全装置中的各阀门的开闭，以实现所需功能，具体包括：

(1)在核电厂正常启堆过程中，安全装置用于控制一回路温度的升高速率，以防止一回路中的介质因膨胀过快以及温度变化过快而产生较大热应力，直至一回路的使用条件达到安全装置要求的介入点，即一回路的温度升高到预设的温度限值，此时本实施例的安全装置停止控制(即与一回路断开连接)，转入待机的备用状态。

温度限值可以预设在总控单元内。其中，温度限值可以设定为120-180℃，本实施例中，将正常启堆过程中一回路的温度限值设为180℃。

具体来说，首先，可以关闭第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，切断内置换料水箱11的供水；同时，打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205以及第六隔离阀106/206，将安全装置分别与一回路中的RCS的热段、冷段连通，形成闭合环路，RCS中的冷却剂(介质)在闭合环路中流动，吸收一回路主泵的转动产生的热量，温度逐渐升高，介质的流动使一回路的温度逐渐升高，直至一回路中的温度达到安全装置的介入点，即一回路的温度升高至180℃。在上述安全装置运行的过程中，可以通过控制调节阀160/260的开度以控制热交换器12/22中的介质的流量，进而可将一回路的温度变化速率控制在合适的范围内，本实施例中的温度变化速率优选为60-120℃/h；

当一回路中的温度达到安全装置的介入点之后，关闭第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205以及第六隔离阀106/206，使安全装置与一回路的RCS断开。

(2)在核电厂正常运行过程中,安全装置处于待机的备用状态，主要通过内置换料水箱11为本实施例系统进行灌水、保压，以便在需要启用本实施例核电厂系统时(如安全壳内超压时)，可以尽快投入运行。

具体来说，在核电厂正常运行时，在检查系统能够运行正常后，可以关闭第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206、第七隔离阀107/207，使安全装置与一回路的RCS的热段、冷段都断开；同时，打开第八隔离阀108/208，由内置换料水箱11为安全装置的各连接管线供水，以进行灌水、保压。

(3)在核电厂异常情况下，如发生一回路主蒸汽管道断裂或一回路中大破口等相关的事故时，安全壳10内的压力会迅速升高，当压力升高到某一设定值时，本实施例中的安全装置开始启动。

具体来说，当安全壳10内的压力达到压力限值(本实施例中的压力限值范围为0.24MPA.a-0.30MPA.a，具体的可根据安全壳的设计要求进行确定，本实施例不再一一赘述)时，核电厂内的主控单元(即控制器)控制打开第五隔离阀105/205、第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，并启动泵13/23，使内置换料水箱11中的常温的水(含硼水)，经由泵13/23、热交换器12/22，再经由喷淋环管15喷入到安全壳10的内部空间中，对安全壳10进行降温降压。同时，可以根据事故需求，选择性的开启加药喷射器14/24，通过加药喷射器添加相应的化学控制药品。

当安全壳内的温度、压力下降到压力限值之内时，即下降到安全限值内时，关闭第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，并打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，将安全装置由安全壳喷淋功能切换至堆芯衰变热带出功能(即余热导出功能)，从而将反应堆带到冷停堆状态，并维持反应堆的安全、可控状态，并进一步展开事故后的核电厂维护等处理工作。

(4)在核电厂正常停堆工况下：当核电厂内的辅助给水配合蒸汽发生器将一回路的温度降低至安全装置的介入点后(安全装置的初始温度为常温，由于一回路的温度高，因此先要等一回路温度下降，并使本安全装置的温度升高，并在两者的温差保持在60℃，再将两者完全连通)，安全装置启动，其主要用于将反应堆堆芯衰变热(即余热)导出，直至达到冷停堆状态。

在反应堆停堆工况下，首先，关闭第八隔离阀108/208，以切断内置换料水箱11供水，再打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204，将安全装置与一回路的RCS的热段连通，而与一回路的RCS的冷段不连通；之后通过第二RCV接口115连通RCV，使安全装置内的原有的常温介质一部分泄放至RCV中(一回路和RCV连接管线上设置了降压孔板，核电厂运行时压力很高，一回路中的介质可以泄放到RCV中，而在将安全装置接入的时候，一回路的压力已经相对比较低，介质无法流过降压孔板，因此，需要通过安全装置才可以使一回路的介质进入到RCV)，使RCS中的高温介质可以进入安全装置并与安全壳装置内的常温介质混合使安全装置内常温介质的温度逐渐升高；同时，启动泵13/23，使另一部分常温介质在热交换单元的两端与循环管线之间的循环回路中循环流动(安全装置中采用的泵13/23的流量都比较大，比如泵的正常流量达到了850m³/h，而由第二RCV接口115下泄的最大流量就只有30m³/h左右，因此通过利用循环管线17使部分介质进行循环，以满足泵13/23和下泄流量的运行要求)，在循环管线中循环的常温介质可以与从RCS的热段输入的高温介质混合，从而使安全装置(包括泵13、热交换器12、以及之间的连接管线)中的常温介质的温度缓慢升高，以确保在将上述安全装置启动前，即该安全装置与一回路的RCS在连通之前，两者的温度差保持在60℃以内，以防止安全装置与一回路连通后对本安全装置造成热冲击及疲劳损伤。在上述过程中，可以通过控制调节阀160/260的开度来调节含硼水从热交换器12中通过的流量，进而调节本安全装置的温度变化速率。本实施例中的温度变化速率优选为60-120℃/h；

当安全装置与一回路的RCS温差降至60℃以内之后，再继续打开第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，将安全装置与一回路的RCS中的冷段连通，形成与RCS之间的完整的回路，此时从第二RCV接口通过介质(含硼水)的流动带走反应堆的衰变热以及设备显热，同时可以通过控制调节阀160/260来控制对一回路降温速率，最终实现对反应堆余热导出的目的，直至达到冷停堆状态。

本实施例的核电厂系统，基于更高的系统设置层次，将不同工况、不同运行阶段下的功能需求相结合，是一套具有反应堆余热导出功能和安全壳降压喷淋功能的核电厂系统方案，与现有技术相比，本实施例核电厂系统中的安全装置可参与整个核电厂系统的全部运行过程，即既可以在每个停堆换料周期下执行停堆导热以及升温启堆的工作，又可以在较低概率的事故情况下执行安全壳压力控制以及事故后中长期带热的功能，因此，这种核电厂系统在保证核电厂原有的安全性的前提下，可以提高设备利用率，减少设备占用空间，降低设备投资成本。

实施例3

本实施例公开一种核电厂的安全运行方法，包括如下步骤：

S1，在核电厂正常停堆工况时，将安全壳中的反应堆冷却剂系统的介质水导出并对其进行冷却，再将冷却的介质水导入反应堆冷却剂系统中，以导出反应堆堆芯余热。

具体的，可以采用实施例1中的安全装置进行控制，即：首先，关闭第八隔离阀108/208，以切断内置换料水箱11供水，再打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204，将安全装置与一回路的RCS的热段连通，而与一回路的RCS的冷段不连通；之后通过第二RCV接口115连通RCV，使安全装置内的原有的常温介质一部分泄放至RCV中，使RCS中的高温介质可以进入安全装置，并与安全装置内的常温介质混合；同时，启动泵13/23，使另一部分常温介质在热交换单元的两端与循环管线之间的循环回路中循环流动，循环的常温介质可以与从RCS输入的高温介质混合，从而使安全装置内的常温介质的温度逐渐升高，直至两者的温度差保持在60℃以内；然后，打开第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，将安全装置与一回路的RCS中的冷段连通，形成完整的回路，通过介质水的流动带走反应堆的衰变热以及设备显热，最终实现对反应堆余热导出的目的，直至达到冷停堆状态。

S2，在核电厂压力异常情况下，从所述安全壳的内置换料水箱中取水对安全壳内部进行喷淋，以对安全壳进行降压降温。

具体的，可以采用实施例1中的安全装置进行控制，即：当安全壳10内的压力达到压力限值(如0.24MPA.a)时(如发生二回路主蒸汽管道断裂或一回路中大破口等相关的事故时)，打开第五隔离阀105/205、第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，并启动泵13/23，使内置换料水箱11中的含硼水(介质)，经由泵13/23、换热器12/22，由喷淋环管15喷入到安全壳10空间中，对安全壳进行降温降压。同时，可以根据事故需求，选择性的开启加药喷射器14/24，通过加药喷射器添加相应的化学控制药品。当安全壳内的温度、压力下降到安全限值内时，关闭第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，并打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，将安全装置由安全壳喷淋功能切换至堆芯衰变热带出功能(即余热导出功能)，将反应堆带到冷停堆状态，并维持反应堆的安全、可控状态，并进一步展开事故后的核电厂维护等处理工作。

进一步的，所述运行方法还包括：S3,在核电厂正常启堆工况时，将所述反应堆冷却剂系统的介质水导出，再以预设的导入速度将之重新到导入到反应堆冷却剂系统中，以控制一回路的升温速度。

具体的，可以采用实施例1中的安全装置进行控制，即：首先，关闭第七隔离阀107/207、第八隔离阀108/208，切断内置换料水箱11(即IRWST)供水；同时，打开第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，将安全装置分别与一回路中的RCS的热段、冷段连通，形成闭合环路，使RCS中的冷却剂在吸收一回路主泵的转动产生的热量后导出至安全装置，再由安全装置重新导入到RCS的冷段。在介质水流经安全装置的时候，通过控制调节阀160/260的开度以控制热交换器12/22中的介质的流量，通过控制导入到RCS冷段的介质的速度来控制一回路温度升高(介质的流动使一回路的温度逐渐升高)速度，以防止一回路中的介质因膨胀过快以及温度变化过快而产生较大热应力，直至一回路的使用条件达到安全装置要求的介入点，即一回路的温度升高到预设的温度限值(如120-180℃)。当一回路中的温度达到安全装置的介入点之后，即一回路的温度升高至180℃时，关闭第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206，使安全装置与一回路的RCS断开。

进一步的，所述运行方法还可以包括：S4，在核电厂正常运行过程中，采用实施例1中的安全装置，对安全装置的各管线进行灌水、保压，以便在需要启用时(如安全壳内超压时)，可以尽快投入运行。

具体的，在核电厂正常运行时，可以关闭第一隔离阀101/201、第二隔离阀102/202、第三隔离阀103/203、第四隔离阀104/204、第五隔离阀105/205、第六隔离阀106/206、第七隔离阀107/207，使安全装置与一回路的RCS的热段、冷段都断开；同时，打开第八隔离阀108/208，由内置换料水箱11向安全装置的各管路供水，以进行灌水、保压。

本实施例的核电厂安全运行方法，操作简单，对设备损伤小，安全可靠。

可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明实施例的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (11)

1.一种安全装置，其特征在于，包括热交换单元、喷淋机构以及控制机构，

所述热交换单元的入口端用于与核电厂系统中的反应堆冷却剂系统的热段通过第一连接管线连接，其出口端用于与所述反应堆冷却剂系统的冷段通过第二连接管线连接，

所述热交换单元的入口端还用于与安全壳中的内置换料水箱通过第三连接管线连接，

所述喷淋机构设于安全壳内，其入口端用于与所述热交换单元的出口端连接，

所述控制机构包括第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件，

所述第一控制组件设于所述第一连接管线上，用于控制所述第一连接管线的通断，

所述第二控制组件设于所述第二连接管线上，用于控制所述第二连接管线的通断，

所述第三控制组件设于所述第三连接管线上，用于控制所述第三连接管线的通断；

通过对第一控制组件、第二控制组件、以及第三控制组件的调节配合，实现核电厂正常启停堆过程中对反应堆堆芯的余热导出功能、核电厂事故情况下对反应堆堆芯衰变热中长期导出功能、以及核电厂事故情况下对安全壳的降压喷淋；

并且，所述第一连接管线上设有第一RCV接口,所述第一RCV接口与化学和容积控制系统(即RCV)的输出端相连，用于从RCV向所述安全装置内输送含硼水，以对水质进行净化，第二连接管线上设有第二RCV接口，所述第二RCV接口与化学和容积控制系统的输入端相连，用于件含硼水输送返回到RCV。

2.根据权利要求1所述的安全装置，其特征在于，还包括循环管线(17)，所述循环管线的两端分别与所述热交换单元的入口端和出口端相连。

3.根据权利要求2所述的安全装置，其特征在于，所述热交换单元包括热交换器(12)和泵(13)，

所述泵的入口端与所述第一连接管线连接，其出口端与所述热交换器的入口端连接，所述热交换器的出口端与所述第二连接管线连接，

所述循环管线的两端分别与所述泵的入口端和所述热交换器的出口端相连。

4.根据权利要求3所述的安全装置，其特征在于，所述热交换单元还包括调节管线(16)和加药喷射器(14)，

所述调节管线与所述热交换器并联设置，其两端分别与热交换器的入口端和出口端相连，调节管线上设有调节阀(160)，

所述加药喷射器与所述泵并联设置。

5.根据权利要求1所述的安全装置，其特征在于，

所述喷淋机构包括喷淋环管(15)，所述喷淋环管设于所述安全壳顶部的内壁上，

所述控制机构还包括第四控制组件，所述第四控制组件设于所述热交换单元的出口端上，用于控制喷淋环管的开闭。

6.根据权利要求1-5任一项所述的安全装置，其特征在于，所述第一连接管线和第二连接管线上设有多个接口，多个所述接口分别用于乏燃料水池冷却系统、安全注入系统和堆腔注水系统相连，

所述控制机构还包括控制器，所述控制器与所述第一控制组件、所述第二控制组件、所述第三控制组件分别电连接。

7.一种核电厂系统，包括安全壳和安全厂房，所述安全壳内设有反应堆冷却剂系统，其特征在于，所述核电厂系统还包括权利要求1-6任一项所述的安全装置。

8.根据权利要求7所述的核电厂系统，其特征在于，所述热交换单元设于核电厂系统的安全厂房内，

所述安全厂房的数量为多个，所述热交换单元的数量与安全厂房的数量相同，多个热交换单元分设于多个安全厂房内。

9.根据权利要求8所述核电厂系统，其特征在于，所述第一控制组件包括多个隔离阀，多个所述隔离阀依次设置在所述第一连接管线上，其中的若干个隔离阀处于所述安全壳内，其它隔离阀处于所述安全厂房内，

所述第二控制组件包括多个阀门，多个所述阀门依次设于所述第二连接管线上，第二控制组件中的若干个阀门处于所述安全厂房内，其它阀门处于所述安全壳内，

所述第三控制组件包括一个或多个隔离阀，第三控制组件中的隔离阀处于所述安全厂房内；

所述控制机构还包括控制器和检测器，所述控制器采用核电厂系统的总控单元，所述总控单元内设有温度阈值和/或压力阈值，总控单元与所述第一控制组件、所述第二控制组件、所述第三控制组件分别电连接，

所述检测器与所述总控单元电连接，用于检测核电厂系统的不同位置的温度信息和/或压力信息，并将检测到的温度信息和/或压力信息传送给总控单元，

总控单元用于将接收到的温度信息和/或压力信息与其内的温度阈值和/或压力阈值比较，并根据比较结果控制第一控制组件、第二控制组件和第三控制组件。

10.根据权利要求9所述的核电厂系统，其特征在于，所述第一控制组件还包括泄压阀(111)，

在所述第一控制组件中，处于安全壳内的隔离阀的数量为两个以上，所述泄压阀设于其中任意相邻的两个隔离阀之间。

11.一种核电厂的安全运行方法，其特征在于，所述方法运用于权利要求7-10任一项所述的核电厂系统，所述方法包括：

在核电厂正常停堆工况时，将安全壳中的反应堆冷却剂系统的介质水导出并对其进行冷却，再将冷却的介质水导入反应堆冷却剂系统中，以导出反应堆堆芯余热；

在核电厂压力异常情况下，从所述安全壳的内置换料水箱中取水对安全壳内部进行喷淋，以对安全壳进行降压降温。

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