CN111081399B - 核电厂应急堆芯冷却系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电厂应急堆芯冷却系统，其包括一个安全壳内置换料水箱以及A、B两列彼此完全独立的安全注入系列，每列安全注入系列包括一条DVI注入管线、一列非能动的安注箱、一列反应堆补水箱、一列低压安注泵、一列低压安注换热器、一列以安注模式备用的余热排出泵和一列余热排出换热器；所述安注箱的出口管线连接到DVI管线；所述反应堆补水箱与反应堆冷却剂系统相连；所述低压安注泵从安全壳内置换料水箱取水，通过所在安全注入系列的DVI注入管线注入堆芯；两列余热排出泵在安注模式下分别从安全壳内置换料水箱取水，并各自通过一回路系统的一个环路的冷段注入堆芯。本发明是一种安全性高、经济性好的非母管制2系列核电厂应急堆芯冷却系统。

Description

核电厂应急堆芯冷却系统
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂应急堆芯冷却系统。
背景技术
应急堆芯冷却系统(Emergency Core Cooling system，简称ECCS)是核电厂的专设安全设施，主要执行如下功能：1)在失水事故(Loss of Coolant Accident，简称LOCA)工况下向反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System，简称RCP)补充冷却剂以保证维持堆芯冷却有足够的水装量；2)在主蒸汽管道破裂(Main Steam Line Break，简称MSLB)事故工况下，向RCP注入硼酸溶液，以补偿由于不可控的产生蒸汽致使反应堆冷却剂过冷而引起的容积变化，并限制反应性的迅速上升；3)在冷段LOCA后一个长时期内通过冷、热段同时注入防止堆芯中硼的浓缩析出；4)当蒸汽发生器冷却失效时采用“排放和注入”模式提供超设计基准事故的衰变热导出。
现有的二代或三代百万千瓦级三环路压水堆核电厂中，大部分堆型的应急堆芯冷却系统都设有三个非能动的安注箱(Accumulator，简称ACC)，分别对应3个环路冷段注入，能动泵部分从列数来划分有2系列和3系列。2系列部分采用母管制并联向三个环路注水，3系列部分一一对应分别向三个环路注水。但是，安全系统的独立性要求必须通过实体隔离、电气隔离、功能独立和通讯(数据传输)独立等适当手段，防止安全系统之间或一个系统的冗余组成部分之间发生相互干扰，因此2系列的母管制不能严格满足独立性的要求，降低了安全注入的可靠性。3系列虽然能够满足独立性的要求，却增加了系统自身配置的列数，相应地也增加了支持配套系统(如应急柴油机、冷链系统和暖通系统等)的列数和安全厂房的规模，经济性较差。
在另一种已公开的安全注入系统中，设置有两列独立的高压安注泵(High HeadSafety Injection，简称HHSI)、两列ACC和两列低压安注泵(Low Head Safety Injection，简称LHSI)，HHSI泵、ACC和LHSI泵分别通过两列DVI接管(压力容器直接注入，DirectVessel Injection，简称DVI)向堆芯注水，能动的HHSI泵和LHSI泵分别从安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank，简称IRWST)取水，系统设置自动卸压子系统。该安全注入系统采用DVI注入的方式，减少了系统交叉管道，使系统配置简化，同时设置IRWST，使得事故后能动泵无需进行水源切换。但是该安全注入系统仍旧存在以下缺陷：
1)由于取消了浓硼酸注入箱，需提高IRWST的硼浓度以保证足够的硼化能力(高于换料停堆硼浓度)，一方面增加了大破口事故后堆芯硼结晶的风险，另一方面考虑换料停堆时乏燃料池与反应堆水池联通，乏池硼浓度需同步提高，一回路硼相关辅助系统容量也需适应提高，增加了相关系统容量及成本；
2)HHSI泵受制于泵出口压力所在入口管线和出口管线隔离阀正常运行时处于关闭状态，增加了事故工况投运拒开而导致的子系统失效风险；
3)HHSI泵与中压安注泵(Medium Head Safety Injection，简称MHSI)相比，对缓解蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture，简称SGTR)事故后果不利；
4)HHSI泵直接从换料水箱取水，没有采用LHSI泵增压的方式运行，增加了HHSI泵汽蚀余量的要求；
5)LHSI泵入口管线隔离阀正常运行时处于关闭状态，增加了事故工况投运拒开而导致的子系统失效风险。
随着国家电力体制改革的不断深化，核电技术经济性指标面临着传统火电和新能源的双向竞争压力，设法降低建造成本和努力适应市场竞争环境是大势所趋。有鉴于此，确有必要提供一种能够克服上述技术问题的核电厂应急堆芯冷却系统，以在保证百万千瓦级三环路压水堆核电厂满足第三代安全要求的前提下，提升经济性水平。
发明内容
本发明的目的在于：针对百万千瓦级三环路压水堆核电厂，提供一种安全性高、经济性好的核电厂应急堆芯冷却系统。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂应急堆芯冷却系统，用于向三环路百万千瓦级压水堆核电厂一回路系统进行安全注入，所述核电厂应急堆芯冷却系统包括一个安全壳内置换料水箱以及A、B两列彼此完全独立的安全注入系列，每列安全注入系列包括一条与压力容器的下降段直接相连的DVI注入管线、一列非能动的安注箱、一列反应堆补水箱、一列低压安注泵、一列低压安注换热器、一列以安注模式备用的余热排出泵和一列与余热排出泵串联的余热排出换热器；
所述安注箱的出口管线连接到所在安全注入系列的DVI管线；
所述反应堆补水箱内充满冷的高浓硼水，反应堆补水箱通过出口注射管线和入口压力平衡管线与反应堆冷却剂系统相连；
所述低压安注泵从安全壳内置换料水箱取水，通过所在安全注入系列的DVI注入管线注入堆芯；
两列余热排出泵在安注模式下分别从安全壳内置换料水箱取水，取水管线分别与对应列的低压安注泵共用，并各自通过一回路系统的一个环路的冷段注入堆芯；A列安全注入系列的余热排出泵通过第一环路的冷段注入，B列安全注入系列的余热排出泵通过第二环路的冷段注入。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述安全注入系列有且仅有两列；机组正常运行时，所述应急堆芯冷却系统处于备用状态，DVI注入管线、低压安注泵和余热排出泵从安全壳内置换料水箱取水的管线、以及余热排出泵连接至对应环路冷段的管线上的所有阀门，除止回阀外均处于打开状态。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述安注箱位于安全壳内，内部存有含硼水，依靠压缩氮气覆盖提供快速注射；每列安注箱的出口管线上串联一个常开的电动隔离阀和至少两个将安注箱与反应堆冷却剂系统隔离的止回阀。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述反应堆补水箱布置在安全壳内高于DVI注入管线与压力容器接口标高的位置；反应堆补水箱的出口注射管线接入所在安全注入系列的DVI注入管线，出口注射管线上设有常关隔离阀和串联止回阀；两列反应堆补水箱的入口压力平衡管线分别接入一回路系统的两个不同环路的冷段，入口压力平衡管线上设有常开隔离阀。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述反应堆补水箱的出口注射管线上的常关隔离阀为并联的两个，止回阀位于常关隔离阀的下游，数量为至少两个。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述反应堆补水箱的出口注射管线接入DVI注入管线的接入点，位于安注箱接入DVI注入管线的接入点下游。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述低压安注泵和低压安注换热器位于安全壳外，每列低压安注泵的出口各自接入所在安全注入系列的DVI注入管线，两列低压安注泵的出口还各自设置热段注入管线，两列低压安注泵的热段注入管线共同接入到一回路系统第三环路的热段。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，每列低压安注泵的取水管线在靠近安全壳的位置设有第一常开隔离阀。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，与每列低压安注泵出口连接的DVI注入管线上，配置有位于安全壳外的常开隔离阀和位于安全壳内的串联止回阀，串联止回阀位于安注箱接入DVI注入管线的接入点之前。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，每列低压安注泵出口的热段注入管线上，均配置有位于安全壳外的常关隔离阀和位于安全壳内的串联止回阀。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述余热排出泵位于安全壳外，其经冷段注入管线连接至对应环路的冷段，还经热段注入管线连接至对应环路的热段。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述余热排出换热器位于安全壳外，余热排出泵的入口经余热排出取水管线与对应环路的热段连接，余热排出换热器的出口经所述冷段注入管线与对应环路的冷段连接；余热排出取水管线上设有安全壳外隔离阀和安全壳内隔离阀，余热排出取水管线上的隔离阀全部开启后，余热排出泵以余热排出模式运行。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述余热排出泵与安全壳内置换料水箱连接的安注取水管线在第一常开隔离阀下游接入低压安注泵取水管线，所述安注取水管线上设置有位于第一常开隔离阀下游的第二常开隔离阀，当余热排出泵以余热排出模式运行时，第二常开隔离阀关闭，防止反应堆冷却剂与安全壳内置换料水箱直接联通。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述余热排出换热器出口连接至对应环路冷段的冷段注入管线上，依次设置有安全壳外常开隔离阀和安全壳内串联止回阀。
作为本发明核电厂应急堆芯冷却系统的一种改进，所述热段注入管线连接在余热排出换热器的出口与所述余热排出取水管线之间，热段注入管线在所述余热排出取水管线的安全壳外隔离阀与安全壳之间接入余热排出取水管线，热段注入管线上设有安全壳外常关隔离阀和安全壳外止回阀，安全壳外止回阀位于余热排出换热器和安全壳外常关隔离阀之间；当关闭所述余热排出取水管线上的安全壳外隔离阀，打开所述余热排出取水管线上的安全壳内隔离阀，并打开热段注入管线上的安全壳外常关隔离阀时，余热排出泵进行热段注入。
与现有技术相比，本发明为非母管制的2系列核电厂应急堆芯冷却系统，采用DVI技术和RMT技术，系统配置满足安全系统各列间独立性的要求，解决了三环路压水堆核电厂中目前2系列应急堆芯冷却系统的能动部分由于母管制导致的冗余组成部分不满足独立性的问题，解决了3系列应急堆芯冷却系统存在的冗余度高和支持配套系统要求高的问题，解决了使用HHSI泵存在的各种缺陷问题，是一种安全性高、经济性好的核电厂应急堆芯冷却系统。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂应急堆芯冷却系统及其有益效果进行详细说明。
图1本发明核电厂应急堆芯冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1，本发明核电厂应急堆芯冷却系统用于向三环路百万千瓦级压水堆核电厂一回路系统进行安全注入，其包括一个安全壳内置换料水箱001以及两列彼此独立的安全注入系列。
安全壳内置换料水箱001内存有含硼水，是两列安全注入系列共用的取水设施，其与安全壳大气相通，为开放式结构。安全注入系列中的能动泵通过布置在安全壳内置换料水箱001内取水地坑上的滤网取水。
安全注入系列有且仅有两列，编号分别为A、B，图1中标号为1XX的设备属于A列，标号为2XX的设备属于B列，例如RMT104属于A列，RMT204属于B列。与本发明相连接的核电厂一回路系统包括三个环路，为了便于描述，分别称其为第一环路、第二环路和第三环路。每一环路均包括主泵、蒸汽发生器、冷段和热段。
本发明核电厂应急堆芯冷却系统的两列安全注入系列结构基本相同，只是与堆芯及一回路系统连接的接入点不同，以下对两个安全注入系列的结构进行具体说明。
每列安全注入系列包括一条与压力容器的下降段直接相连的DVI注入管线100/200、一列非能动的安注箱101/201、一列反应堆补水箱(Reactor Make-up Tank，简称RMT)104/204、一列低压安注泵108/208、一列低压安注换热器109/209、一列以安注模式备用的余热排出泵113/213、一列余热排出换热器114/214以及相关的管道、阀门、仪表等设备。
非能动的安注箱101/201位于安全壳内。安注箱101/201内部存有含硼水，依靠压缩氮气覆盖提供快速注射。安注箱101/201的出口管线连接到所在安全注入系列的DVI管线100/200，出口管线上串联一个常开的电动隔离阀102/202和至少两个串联止回阀(图中为两个)。在机组正常运行期间，止回阀将安注箱101/201与反应堆冷却剂系统隔离。
反应堆补水箱104/204布置在安全壳内高于DVI注入管线100/200与压力容器接口标高的位置。反应堆补水箱104/204内充满冷的高浓硼水，其硼浓度高于安注箱101/201和安全壳内置换料水箱001的硼浓度。反应堆补水箱104/204通过出口注射管线和入口压力平衡管线与反应堆冷却剂系统相连，其中：出口注射管线接入所在安全注入系列的DVI注入管线100/200，接入点位于安注箱101/201接入DVI注入管线100/200的接入点下游；入口压力平衡管线则接入一回路系统的其中一个环路的冷段，需要注意的是，两列反应堆补水箱104和204的入口压力平衡管线接入的是一回路系统的两个不同环路的冷段，在图示实施方式中，反应堆补水箱104接入第三环路的冷段，反应堆补水箱204接入第二环路的冷段。入口压力平衡管线上设有常开隔离阀103/203。出口注射管线上设有两个并联的常关隔离阀105/205、106/206和至少两个位于常关隔离阀105/205、106/206下游的串联止回阀，并联隔离阀105/205、106/206的设置是为了保证事故工况下，即使一列隔离阀失电，反应堆补水箱104/204也能投运。
低压安注泵108/208和低压安注换热器109/209串联，二者均位于安全壳外，两列低压安注泵108/208分别从安全壳内置换料水箱001取水，各自通过DVI注入管线100/200注入堆芯。低压安注泵108/208的取水管线在靠近安全壳的位置设有常开隔离阀107/207，安全壳内置换料水箱001到安全壳外的常开隔离阀107/207之间的低压安注泵取水管线136/236外装有套管，从而为这些贯穿件提供了双重密封屏障。低压安注泵108/208的出口接入所在安全注入系列的DVI注入管线100/200和一回路系统的一个环路的热段，并且两列低压安注泵108/208接入的都是一回路系统第三环路的热段。在与低压安注泵108/208出口连接的DVI注入管线100/200上，配置有位于安全壳外的常开隔离阀110/210和位于安全壳内的串联止回阀130/230，串联止回阀130/230位于安注箱101/201接入DVI注入管线100/200的接入点之前；低压安注泵108/208的出口接入第三环路热段的热段注入管线上，配置有位于安全壳外的常关隔离阀111/211和位于安全壳内的串联止回阀131/231。
余热排出泵113/213和余热排出换热器114/214串联，二者均位于安全壳外。两列余热排出泵113/213的入口分别经余热排出取水管线133/233与一回路的第一、第二环路热段连接，两列余热排出换热器114/214的出口分别经冷段注入管线134/234与一回路的第一、第二环路冷段连接。余热排出取水管线上设有安全壳外隔离阀120/220和安全壳内隔离阀118/218、119/219，开启隔离阀118/218、119/218、120/220，关闭隔离阀112/212后，余热排出泵113/213即以余热排出模式运行。
本发明的余热排出泵113/213还以安注模式备用，其通过安注取水管线从安全壳内置换料水箱001取水，经冷段注入管线134/234后通过第一、第二环路冷段注入堆芯。余热排出泵113/213的安注取水管线在常开隔离阀107/207下游接入低压安注泵取水管线136/236，与低压安注泵108/208共用取水管线136/236从安全壳内置换料水箱001取水。余热排出泵113/213的安注取水管线上设置有位于常开隔离阀107/207下游的隔离阀112/212，余热排出泵以余热排出模式运行时该隔离阀112/212关闭，防止反应堆冷却剂与安全壳内置换料水箱001直接联通。余热排出换热器114/214出口连接至第一、第二环路冷段的冷段注入管线134/234上，依次设置有安全壳外常开隔离阀115/215和安全壳内串联止回阀132/232。余热排出换热器114/214的出口还设有一条连接至余热排出取水管线133/233的热段注入管线135/235，热段注入管线135/235在隔离阀120/220与安全壳之间接入余热排出取水管线133/233，热段注入管线135/235上从上游至下游依次设有止回阀116/216和安全壳外常关隔离阀117/217。当关闭隔离阀120/220，并打开隔离阀117/217、118/218、119/219时，余热排出泵113/213可以实现热段注入，止回阀116/216起防护逆向流动作用。
B列安全注入系列的结构与A列安全注入系列的结构基本相同，二者的区别仅在于：1、A列安全注入系列的余热排出泵113连接的是第一环路的冷段和热段，B列安全注入系列的余热排出泵213连接的是第二环路的冷段和热段；2、A列安全注入系列的反应堆补水箱104的入口压力平衡管线连接的是第三环路的冷段，B列安全注入系列的反应堆补水箱204的入口压力平衡管线连接的是第二环路的冷段。
本发明的A、B两列安全注入系列的能动设备由A、B两列应急柴油机对应供电，其他支持配套系统如通风和安全壳外安全厂房同样设置为A、B两列。两列低压安注泵108/208、两列低压安注换热器109/209、两列以安注模式备用的余热排出泵113/213和余热排出换热器114/214分别位于安全壳外两列独立的安全厂房内。为了保证低压安注泵和余热排出泵有足够的有效汽蚀余量，泵的安装标高与事故后安全壳内置换料水箱001的最低水位之间应有足够的高差。
安全壳内置换料水箱001是两列低压安注泵108/208和两列余热排出泵113/213共用的取水设施，其为混凝土内衬不锈钢结构，位于反应堆厂房底部。低压安注泵108/208和以安注模式备用的余热排出泵113/213事故后保持从安全壳内置换料水箱001取水，不需进行取水口的切换。
以下对本发明核电厂应急堆芯冷却系统的运行模式及控制方式进行详细说明。
a)机组正常运行
机组正常运行时，本发明应急堆芯冷却系统处于备用状态，阀门的状态如图1所示(图中灰色的阀门为关闭状态，白色的阀门为打开状态)，低压安注泵108/208所在DVI注入管线100/200和余热排出泵113/213所在的冷段注入管线134/234上的所有阀门(除止回阀外)均处于打开状态。
b)LB-LOCA工况
LB-LOCA(Large Break-Loss of Coolant Accident，大破口)工况下，一回路压力迅速下降，喷放阶段结束后非能动的安注箱101/201首先向堆芯进行大流量注入，对压力容器下降段和下腔室进行再充水。安注信号触发反应堆补水箱104/204出口管线隔离阀(A列105和106，B列205和206)打开，由于每列反应堆补水箱104/204出口都设置了并联的隔离阀，即使考虑最不利的单一故障也可以保证两列反应堆补水箱104/204可用。安注箱101/201排空后反应堆补水箱104/204投运向堆芯注水，同时安注信号启动低压安注泵108/208和以安注模式备用的余热排出泵113/213，低压安注泵108/208和余热排出泵113/213所在冷段注入管线上的所有阀门(除止回阀外)均处于打开状态，低压安注泵108/208和以安注模式运行的余热排出泵113/213启动后从安全壳内置换料水箱001取水，通过DVI注入管线100/200和对应环路的冷段直接向堆芯注水，再淹没堆芯，恢复堆芯水装量。反应堆补水箱104/204排空后，低压安注泵108/208、低压安注换热器109/209和以安注模式运行的余热排出泵113/213、换热器114/214运行维持堆芯的长期冷却功能。对于冷段破口，为防止堆芯硼结晶，在事故长期阶段，打开隔离阀111/211、117/217、118/218、119/219，将低压安注泵108/208和余热排出泵113/213切换为冷、热段同时注入。
假设反应堆冷却剂系统第一环路冷段双端断裂，对于能动的泵(即低压安注泵108/208和余热排出泵113/213)，最不利的单一故障B列应急柴油机失效，则B列低压安注泵208和余热排出泵213无法启动，A列低压安注泵108和余热排出泵113启动，由于冷段断裂，余热排出泵113无法将安全壳内置换料水箱001的水注入到堆芯，堆芯仅靠低压安注泵108维持水位和冷却。事故长期阶段由余热排出泵113和余热换热器114组合或者由低压安注换热器109通过RRI(Component Cooling Water System，设备冷却水系统)冷却带走堆芯热量。
大容积安全壳和安全壳内置换料水箱001使得事故工况下安全壳压力不会超过设计压力。
c)DVI-LOCA
DVI-LOCA事故后一回路压力降低，触发停堆和安注。由于一条DVI注入管线100/200破口，仅有一列安注箱101/201和反应堆补水箱104/204可用。当反应堆补水箱104/204不能维持水循环模式后以蒸汽补偿模式运行，随着反应堆补水箱104/204液位的降低，ADS(Automatic Depressurization System，自动降压系统)启动运行对RCP卸压。当RCP压力降低到定值后，非能动的安注箱101/201开始注射，压力进一步降低之后低压安注泵108/208也可以向一回路进行注水，维持堆芯的淹没。两台低压安注泵108/208，一台从破口流失，一台考虑最不利的能动单一故障，由于余热排出泵113/213以安注模式备用，可以保证低压安注功能的有效性。
假设反应堆冷却剂系统A列DVI注入管线100断裂，对于能动的泵，最不利的单一故障B列应急柴油机失效，则B列低压安注泵208和余热排出泵213无法启动，A列低压安注泵108和余热排出泵113启动。由于DVI注入管线100断裂，A列低压安注泵108无法将安全壳内置换料水箱001的水注入到堆芯，堆芯靠以安注模式运行的余热排出泵113维持水位，长期阶段堆芯热量由余热换热器114通过RRI冷却带走。
d)MSLB
MSLB事故后，反应堆冷却剂温度降低引起正反应性增加，可能会导致反应堆重返临界。随着事件的延续，反应堆冷却剂系统的冷却速度将会变慢，而持续的来自反应堆补水箱104/204的注硼使得反应堆恢复到次临界状态。反应堆冷却剂系统的压力也许降到足够低，从而允许非能动的安注箱101/201输送补给水到反应堆冷却剂系统。反应堆补水箱104/204以水再循环模式进行注射。由于RMT液位未降低，自动卸压系统不会动作。
e)SGTR
在SGTR事故工况下，反应堆补水箱104/204注射和稳压器水体积一起补偿反应堆冷却剂系统向蒸汽发生器泄漏。反应堆补水箱104/204一直以水再循环模式运行，不会触发自动卸压系统动作。
f)一回路开口状态下的余热排出系统管线的破裂(可隔离)
一回路开口状态下两列余热排出系统(Residual Heat Removal System，简称RHR)在运行，此时发生余热排出管线破裂，操作员识别破损列并进行隔离，此时仅剩下1列RHR运行，考虑单一故障，完好列的RHR泵故障停运，低压安注泵泵108/208和低压安注换热器109/209投入运行保证堆芯水位和冷却。
易于理解的是，本发明核电厂应急堆芯冷却系统的结构还可以根据实际需要进行以下一种或几种变更：1)两列反应堆补水箱104/204的入口压力平衡管线与反应堆冷却剂系统连接的冷段的环路数可任意搭配，保证两列不同即可，不影响系统功能的实现；2)保证每列余热排出泵113/213的余热排出取水管线133/233连接的热段和冷段注入管线134/234连接的冷段处于一回路系统的同一环路，两列余热排出泵113/213连接至不同环路即可，具体的环路数不做要求，不影响系统功能的实现；3)DVI注入管线100/200上的非能动的安注箱101/201、反应堆补水箱104/204和低压安注泵108/208共用的止回阀可以单独设置，也可以共用，不影响各设备的功能即可。
另外，两列低压安注泵108/208应设置小流量管线用于低压安注泵108/208定期试验和小流量运行保护，因与应急堆芯冷却的主功能相关性不大，本发明不对其进行具体说明。作为安注模式备用的余热排出系统，本发明仅描述其与ECCS相关的部分，其他部分如余热排出换热器的旁路和安全壳内置换料水箱001冷却回路等不做详细描述。
通过以上描述可知，本发明为非母管制的2系列核电厂应急堆芯冷却系统，采用DVI技术和RMT技术，系统配置满足安全系统各列间独立性的要求，解决了目前三环路压水堆核电厂中2系列应急堆芯冷却系统的能动部分由于母管制导致的冗余组成部分不满足独立性的问题，解决了3系列应急堆芯冷却系统存在的冗余度高和支持配套系统要求高的问题，解决了使用HHSI泵存在的各种缺陷问题，是一种安全性高、经济性好的核电厂应急堆芯冷却系统。
与现有技术相比，本发明核电厂应急堆芯冷却系统至少具有以下优点：
1)安全注入系统为独立的两列，支持配套系统(如应急柴油机、冷链系统、暖通系统和安全厂房等)的列数也仅需两列，系统配置满足安全系统各列间独立性的要求，规避了母管制对独立性的不利影响，相对于3系列配置降低支持配套系统(电源、冷源和暖通等)的要求；
2)应用DVI技术，提高了安注的有效性和可靠性；
3)加强非能动技术的应用，采用RMT技术，反应堆补水箱内贮存高浓度硼水，在功能上替代MHSI泵和应急硼化系统(Extra Borating System，简称RBS)，简化了安全系统的配置，使能动泵的数量大幅减少，支持配套系统(电源、冷源和暖通等)的要求降低，提高了机组的可靠性和经济性，提高了堆型的市场竞争力；
4)两列反应堆补水箱104/204的入口压力平衡管线与冷管段相连，事故工况下通过DVI注入管线100/200向一回路系统注水，反应堆补水箱功能类似高压安注，可以在一回路任何压力下以非能动的方式向堆芯注入高浓度含硼水，执行事故后反应性控制功能和补水功能，采用反应堆补水箱替代HHSI泵，提高了注入的可靠性，同时有利于SGTR事故处理；反应堆补水箱内充满高浓硼水，避免了需整体提高安全壳内置换料水箱001内硼浓度带来的成本的增加；
5)仅有两列非能动的安注箱101/201，相比其他百万千瓦级三环路压水堆的ECCS设置，安注箱(容量相当)的数量减少一个，提高了经济性；
6)两列能动的低压安注泵108/208通过DVI注入管线100/200注入，两列备用余热排出泵113/213通过环路注入，注入点的多样性，提高了注入的可靠性；
7)采用反应堆补水箱104/204、非能动的安注箱101/201、低压安注泵108/208和以安注模式备用的余热排出泵113/213的注水组合方式，反应堆补水箱104/204可以在一回路任何压力情况下注水，非能动的安注箱101/201在一回路压力低于氮气压力时快速注水，低压安注泵108/208和以安注模式备用的余热排出泵113/213在一回路压力低时进行能动的堆芯注水，注水方式搭配合理，保证在各种尺寸的失水事故工况下具有好的注水接续性；
8)低压安注泵108/208设置低压安注换热器109/209，应对一回路开口状态下的余热排出系统管线的破裂事故。设置独立的余热排出系统，余热排出系统为两列，每列配置一台余热排出泵113/213和一台余热排出换热器114/214；机组功率运行时，余热排出泵113/213以安注模式备用低压安注泵108/208；
9)采用安全壳内置换料水箱，事故长期阶段无需切换水源，提高了注入的可靠性；
10)低压安注泵108/208和余热排出泵113/213的入口管线上的阀门、所在DVI注入管线100/200和冷段注入管线134/234上的所有阀门(除止回阀外)均处于打开状态，提高了安全注入的可靠性。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (15)

1.一种核电厂应急堆芯冷却系统，用于向三环路百万千瓦级压水堆核电厂一回路系统进行安全注入，其特征在于：
所述核电厂应急堆芯冷却系统包括一个安全壳内置换料水箱以及A、B两列彼此完全独立的安全注入系列，每列安全注入系列包括一条与压力容器的下降段直接相连的DVI注入管线、一列非能动的安注箱、一列反应堆补水箱、一列低压安注泵、一列低压安注换热器、一列以安注模式备用的余热排出泵和一列与余热排出泵串联的余热排出换热器；
所述安注箱的出口管线连接到所在安全注入系列的DVI管线；
所述反应堆补水箱内充满冷的高浓硼水，反应堆补水箱通过出口注射管线和入口压力平衡管线与反应堆冷却剂系统相连；
所述低压安注泵从安全壳内置换料水箱取水，通过所在安全注入系列的DVI注入管线注入堆芯；
两列余热排出泵在安注模式下分别从安全壳内置换料水箱取水，取水管线分别与对应列的低压安注泵共用，并各自通过一回路系统的一个环路的冷段注入堆芯；A列安全注入系列的余热排出泵通过第一环路的冷段注入，B列安全注入系列的余热排出泵通过第二环路的冷段注入。
2.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述安全注入系列有且仅有两列；机组正常运行时，所述应急堆芯冷却系统处于备用状态，DVI注入管线、低压安注泵和余热排出泵从安全壳内置换料水箱取水的管线、以及余热排出泵连接至对应环路冷段的管线上的所有阀门，除止回阀外均处于打开状态。
3.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述安注箱位于安全壳内，内部存有含硼水，依靠压缩氮气覆盖提供快速注射；每列安注箱的出口管线上串联一个常开的电动隔离阀和至少两个将安注箱与反应堆冷却剂系统隔离的止回阀。
4.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述反应堆补水箱布置在安全壳内高于DVI注入管线与压力容器接口标高的位置；反应堆补水箱的出口注射管线接入所在安全注入系列的DVI注入管线，出口注射管线上设有常关隔离阀和串联止回阀；两列反应堆补水箱的入口压力平衡管线分别接入一回路系统的两个不同环路的冷段，入口压力平衡管线上设有常开隔离阀。
5.根据权利要求4所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述反应堆补水箱的出口注射管线上的常关隔离阀为并联的两个，止回阀位于常关隔离阀的下游，数量为至少两个。
6.根据权利要求4所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述反应堆补水箱的出口注射管线接入DVI注入管线的接入点，位于安注箱接入DVI注入管线的接入点下游。
7.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述低压安注泵和低压安注换热器位于安全壳外，每列低压安注泵的出口各自接入所在安全注入系列的DVI注入管线，两列低压安注泵的出口还各自设置热段注入管线，两列低压安注泵的热段注入管线共同接入到一回路系统第三环路的热段。
8.根据权利要求7所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：每列低压安注泵的取水管线在靠近安全壳的位置设有第一常开隔离阀。
9.根据权利要求7所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：与每列低压安注泵出口连接的DVI注入管线上，配置有位于安全壳外的常开隔离阀和位于安全壳内的串联止回阀，串联止回阀位于安注箱接入DVI注入管线的接入点之前。
10.根据权利要求7所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：每列低压安注泵出口的热段注入管线上，均配置有位于安全壳外的常关隔离阀和位于安全壳内的串联止回阀。
11.根据权利要求8所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述余热排出泵位于安全壳外，其经冷段注入管线连接至对应环路的冷段，还经热段注入管线连接至对应环路的热段。
12.根据权利要求11所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述余热排出换热器位于安全壳外，余热排出泵的入口经余热排出取水管线与对应环路的热段连接，余热排出换热器的出口经所述冷段注入管线与对应环路的冷段连接；余热排出取水管线上设有安全壳外隔离阀和安全壳内隔离阀，余热排出取水管线上的隔离阀全部开启后，余热排出泵以余热排出模式运行。
13.根据权利要求11所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述余热排出泵与安全壳内置换料水箱连接的安注取水管线在第一常开隔离阀下游接入低压安注泵取水管线，所述安注取水管线上设置有位于第一常开隔离阀下游的第二常开隔离阀，当余热排出泵以余热排出模式运行时，第二常开隔离阀关闭，防止反应堆冷却剂与安全壳内置换料水箱直接联通。
14.根据权利要求12所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述余热排出换热器出口连接至对应环路冷段的冷段注入管线上，依次设置有安全壳外常开隔离阀和安全壳内串联止回阀。
15.根据权利要求14所述的核电厂应急堆芯冷却系统，其特征在于：所述热段注入管线连接在余热排出换热器的出口与所述余热排出取水管线之间，热段注入管线在所述余热排出取水管线的安全壳外隔离阀与安全壳之间接入余热排出取水管线，热段注入管线上设有安全壳外常关隔离阀和安全壳外止回阀，安全壳外止回阀位于余热排出换热器和安全壳外常关隔离阀之间；当关闭所述余热排出取水管线上的安全壳外隔离阀，打开所述余热排出取水管线上的安全壳内隔离阀，并打开热段注入管线上的安全壳外常关隔离阀时，余热排出泵进行热段注入。
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