CN111128414B - 一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及属于核电技术领域，具体公开一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法，包括由能动安注系统和非能动安注系统组成的安注系统，由能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统组成的堆腔注水系统，由能动安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统组成的安全壳排热系统，由辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统组成的蒸汽发生器二次侧排热系统。本发明以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。

Description

一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂能动与非能动结合的整体安全系统及其方法。
背景技术
一般来说，核反应堆的安全设计理念有两种，一种为能动式系统，此类系统具有可控性，技术成熟度高、带热能力稳定的优点，能在核电站偏离正常时高效可靠地纠正偏离，缺点在于对于电力供应的要求比较高；另一种为非能动式系统，此类系统完全依赖于自然规律，如重力，自然对流等现象，此类系统设计简化，降低了对电力供应的依赖，缺点在于人员可干预性差，且运行状态存在诸多影响因素。
发明内容
本发明的目的在于提供一种压水堆核电厂能动与非能动相结合的整体安全系统及其方法，该系统及其方法提供了压水堆核电厂可能发生的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除方式，有效的保障压水堆核电厂事故工况下的能量排出，保障核电厂的安全性。
实现本发明目的的技术方案：一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，该系统包括与压力容器的冷段一侧连通的堆芯冷却系统，与压力容器底部注水通道连通的堆腔注水系统，位于压力容器的冷段一侧的安全壳排热系统，以及位于蒸汽发生器二次侧的蒸汽发生器二次侧排热系统；堆芯冷却系统、堆腔注水系统、安全壳排热系统以及蒸汽发生器二次侧排热系统的一侧位于安全壳内，另一侧位于安全壳外。
所述的堆芯冷却系统为安注系统，安注系统包括能动安注系统和非能动安注系统，能动安注系统的出口、非能动安注系统的出口分别与压力容器的冷段连通。
所述的堆腔注水系统包括能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统，能动堆腔注水系统的出口、非能动堆腔注水系统的出口分别与压力容器底部的压力容器底部注水通道连通，能动堆腔注水系统的一侧位于安全壳内，另一侧位于安全壳外；非能动堆腔注水系统位于安全壳内，且其位置高于压力容器顶部。
所述的安全壳排热系统包括能动的安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统；非能动安全壳排热系统位于安全壳上部侧壁上，其一侧位于安全壳外，另一侧位于安全壳内，且其位置高于压力容器顶部；能动的安全壳喷淋系统一侧位于安全壳外，另一侧位于安全壳内的顶部。
所述的蒸汽发生器二次侧排热系统包括辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统；辅助给水系统和汽轮机旁路排放系统位于安全壳外，辅助给水系统与蒸汽发生器的给水口连通，汽轮机旁路排放系统、蒸汽发生器安全阀与蒸汽发生器的蒸汽出口连通；二次侧非能动余热排出系统一侧位于安全壳内，另一侧位于安全壳上部侧壁外，二次侧非能动余热排出系统的入口与蒸汽发生器的蒸汽出口连通，二次侧非能动余热排出系统的出口与蒸汽发生器的给水口连通。
所述的堆芯冷却系统的能动安注系统、堆腔注水系统的能动堆腔注水系统、安全壳排热系统的能动安全壳喷淋系统入口共用一个水箱。
所述的蒸汽发生器二次侧排热系统的二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳排热系统共用一个水箱。
所述的能动安注系统包括安注泵和内置换料水箱，安注泵的入口与内置换料水箱的出口，安注泵的出口与压力容器的冷段连通，安注泵位于安全壳外。
所述的非能动安注系统包括安注箱和安注箱隔离阀，安注箱隔离阀位于安注箱与压力容器的冷段之间。
所述的能动堆腔注水系统包堆腔注水泵和内置换料水箱，堆腔注水泵的入口通过管线与内置换料水箱出口连通，堆腔注水泵的出口通过管线与压力容器底部的注水通道连通；非能动堆腔注水系统包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水控制阀，堆腔注水控制阀位于非能动堆腔注水箱与压力容器的冷段之间，非能动堆腔注水箱的位置高于压力容器顶部。
所述的能动的安全壳喷淋系统包括安喷泵、安喷喷嘴、内置换料水箱，内置换料水箱的出口与安喷泵的入口连通，安喷泵的出口与安喷喷嘴连通。
所述的非能动安全壳排热系统包括非能动安全壳排热系统冷流体通道、非能动安全壳排热系统逆止阀、非能动安全壳排热系统壳内换热片、非能动安全壳排热系统热流体通道、非能动安全壳排热系统壳外换热器和非能动余热排出系统换热水箱，非能动安全壳排热系统冷流体通道的一端通过逆止阀与非能动安全壳排热系统壳内换热片的一端连通，非能动安全壳排热系统壳内换热片的另一端与非能动安全壳排热系统热流体通道的一端连通，非能动安全壳排热系统壳外换热器位于非能动余热排出系统换热水箱内；非能动安全壳排热系统壳外换热器的一端与非能动安全壳排热系统热流体通道连通，另一端与非能动安全壳排热系统冷流体通道连通。
所述的辅助给水系统包括辅助给水箱、辅助给水电动泵、辅助给水汽动泵和辅助给水管线，辅助给水电动泵和辅助给水汽动泵的出口通过辅助给水管线与蒸汽发生器的给水口连通，辅助给水电动泵和辅助给水汽动泵的入口通过辅助补水管线与辅助给水箱的出口连通。
所述的汽轮机旁路排放系统包括大气释放阀和冷凝器通过蒸汽发生器出口主蒸汽管线与蒸汽发生器的蒸汽出口连通；蒸汽发生器出口主蒸汽管线上蒸汽发生器与大气释放阀之间的位置上设有蒸汽发生器安全阀。
所述的二次侧非能动余热排出系统包括非能动余热排出系统蒸汽管线、非能动余热排出系统换热器、非能动余热排出系统启动阀、非能动余热排出系统凝水管线、非能动余热排出系统非能动余热排出系统换热水箱、非能动余热排出系统补水管线、非能动余热排出系统补水阀、非能动余热排出系统补水箱和非能动余热排出系统供水阀；非能动余热排出系统换热器的入口通过非能动余热排出系统蒸汽管线与主蒸汽管线连通，非能动余热排出系统换热器的出口通过非能动余热排出系统凝水管线与辅助给水管线连通，非能动余热排出系统凝水管线上设置非能动余热排出系统启动阀，非能动余热排出系统换热器浸泡在位于安全壳外的非能动余热排出系统换热水箱内；非能动余热排出系统补水箱的一个出口通过非能动余热排出系统补水管线与非能动余热排出系统凝水管线连通，非能动余热排出系统补水管线上设有非能动余热排出系统补水阀；非能动余热排出系统补水箱的另一个出口通过管线与辅助给水系统电动泵和汽动泵的入口连通；非能动余热排出系统供水阀位于非能动余热排出系统补水箱的出口与辅助给水电动泵、辅助给水汽动泵的入口之间的管线上；非能动余热排出系统补水箱的出口与辅助给水电动泵、辅助给水汽动泵的入口之间设有非能动余热排出系统供水阀。
所述的蒸汽发生器出口主蒸汽管线上设有蒸汽发生器安全阀和大气释放阀。
所述的压力容器的热段通过波动管与稳压器的一端连通，稳压器的另一端通过稳压器安全阀与卸压箱连通。
一种安全系统的核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，该方法包括以下步骤：
步骤1、当发生预计运行事件、设计基准事故或者堆芯未发生明显损伤事故时，反应堆紧急停堆，蒸汽发生器二次侧辅助给水系统及汽轮机旁路排放系统运行，导出堆芯余热；
步骤2、如果通过辅助给水系统不能满足余热排除的需求时，则启动非能动余热排出系统继续导出堆芯余热；
步骤3、当发生反应堆管道破口事故时，触发安注系统启动，由安注系统完成安全注入，确保堆芯的完整性；
步骤4、如果安全壳内的压力温度上升至保护定值时，则启动安全壳排热系统，对安全壳内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性。
所述的步骤1的具体步骤如下：步骤1.1、辅助给水系统的辅助给水汽动泵和辅助给水电动泵从辅助给水箱取水；步骤1.2、辅助给水汽动泵和辅助给水电动泵抽取水后，将水输运至辅助给水管线，注入蒸汽发生器的二次侧，冷凝水吸收从反应堆冷却剂系统传递至蒸汽发生器二次侧的热量后，转变为饱和蒸汽；步骤1.3、饱和蒸汽流经主蒸汽管线，通过汽轮机旁路排放系统排放至冷凝器或者通过蒸汽发生器大气释放阀排放至大气。
所述的步骤1.1中如果辅助给水箱水位过低时，则开启非能动余热排出系统供水阀，从非能动余热排出系统补水箱中取水；
所述的步骤1.3中通过蒸汽发生器大气释放阀和蒸汽发生器安全阀进行超压保护，蒸汽发生器大气释放阀接受蒸汽发生器二次侧的蒸汽压力控制，当蒸汽压力超过排放定值时，蒸汽发生器大气释放阀自动开启排放蒸汽；当蒸汽系统压力超过蒸汽发生器安全阀的整定值时，蒸汽发生器安全阀自动开启排放蒸汽。
所述的步骤2的具体步骤如下：步骤2.1、二次侧非能动余热排出系统启动阀开启，二次侧非能动余热排出系统启动运行，蒸汽发生器二次侧出口蒸汽通过非能动余热排出系统蒸汽管线流动至非能动余热排出系统换热器，在非能动余热排出系统换热器中将热量传递非能动余热排出系统换热水箱中；步骤2.2、非能动余热排出系统换热器内的蒸汽冷却为凝结水，流经非能动余热排出系统启动阀及非能动余热排出系统凝水管线，返回蒸汽发生器的二次侧；步骤2.3、如果蒸汽发生器二次侧水量过低，触发非能动余热排出系统补水阀打开，非能动余热排出系统补水箱中的水通过非能动余热排出系统补水阀及非能动余热排出系统补水管线流至非能动余热排出系统凝水管线，对蒸汽发生器二次侧进行补水；步骤2.4、当蒸汽发生器二次侧的水位上升至预期状态后，关闭非能动余热排出系统补水阀；继续执行步骤2.1至步骤2.4，实现非能动余热排出的自然循环。
所述的步骤3的具体步骤如下：步骤3.1、能动安注系统的安注泵从内置换料水箱汲取含硼水，向反应堆冷却剂系统冷段进行注射；步骤3.2、当冷段内的压力低于非能动安注系统的安注箱内的气体蓄压时，触发安注箱隔离阀开启，安注箱内含硼水在重力的作用下，通过安注箱隔离阀注入到反应堆冷却剂系统；所述的步骤3.2中当蓄压安注箱水位低于保护定值水位时，触发安注箱隔离阀关闭，防止不可凝气体流入反应堆冷却剂系统。
所述的步骤4的具体步骤如下：步骤4.1、当安全壳内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵汲取内置换料水箱的含硼水，供应至位于安全壳的安喷喷嘴处，通过安喷喷嘴将含硼冷水喷洒至安全壳内，对安全壳的内部空气进行降温降压；步骤4.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。
所述的步骤4.2的具体步骤如下：步骤4.2.1、安全壳内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片传递至壳内换热片内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道流至位于安全壳外的非能动安全壳排热系统壳外换热器内；步骤4.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器传递至非能动余热排出系统换热水箱的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道，返回非能动安全壳排热系统换热片，继续执行步骤4.2.1-步骤4.2.2进行循环换热，直至安全壳内部的压力温度下降至保护定值以下。
一种安全系统的核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，该方法包括以下步骤：
步骤.1、当发生导致堆芯熔化的严重事故时，触发安全壳排热系统启动，对安全壳内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性；
步骤2、启动堆腔注水系统，向反应堆压力容器底部注水通道注水，限制严重事故的后果。
所述的步骤1的具体步骤如下：步骤1.1、当发生导致堆芯熔化的严重事故时，当安全壳内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵汲取内置换料水箱的含硼水，供应至位于安全壳的安喷喷嘴处，通过安喷喷嘴将含硼冷水喷洒至安全壳内，对安全壳的内部空气进行降温降压；步骤1.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。
所述的步骤1.2的具体步骤如下：步骤1.2.1、安全壳内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片传递至非能动安全壳排热系统壳内换热片内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道流至位于安全壳外的非能动安全壳排热系统壳外换热器内；步骤1.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器传递至非能动余热排出系统换热水箱的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道，返回非能动安全壳排热系统壳内换热片，继续执行步骤1.2.1-步骤1.2.2进行循环换热，直至安全壳内部的压力温度下降至保护定值以下。
所述的步骤2的具体步骤如下：步骤2.1、启动能动堆腔注水系统，向压力容器1外壁面进行注水排出堆芯熔融物的热量；步骤2.2、如果能动堆腔注水系统不可用，则启动非能动堆腔注水系统向反应堆压力容器1内注水，限制严重事故的后果。
所述的步骤2.1的具体步骤如下：启动能动堆腔注水系统通过堆腔注水泵从内置换料水箱汲取含硼水，送至压力容器底部的注水通道内，冷却反应堆压力容器外壁面，导出堆芯熔融物的热量；
所述的步骤2.2的具体步骤如下：堆腔注水控制阀开启，堆腔注水箱中的水在重力的作用下流经堆腔注水控制阀，流至压力容器底部的注水通道，通过注水通道注入堆腔中压力容器保温层内，淹没反应堆压力容器底部，并补偿反应堆堆腔内水的蒸发量，防止事故进一步严重。
本发明的有益技术效果在于：本发明所提供的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统及其方法，以非能动安全系统作为能动安全系统的补充，充分利用非能动技术，提高了系统与设备的多样性、多重性及独立性，综合考虑核电厂的纵深防御层次与需求，强化了纵深防御，更好地应对核电厂可能出现的预计运行事件、设计基准工况、设计扩展工况(包括严重事故)下的能量移除，大幅提高了核电厂的安全性。
(1)在核电厂发生预计运行事件或设计基准事故后，专设安全保护系统将被触发启动，反应堆将紧急停堆，停堆后仍将持续产生大量衰变热。非破口类的设计基准事故的衰变热主要存储反应堆冷却剂系统，针对这类事故在反应堆的二次侧设置能动的辅助给水系统与大气排放系统，通过与一次侧连通的蒸汽发生器对反应堆的冷却剂系统的衰变热进行持续导出；通过蒸汽发生器二次侧辅助给水系统及汽轮机旁路排放系统的运行，能够确保堆芯余热及时有效导出，并且蒸汽发生器大气释放阀和蒸汽发生器安全阀执行超压保护功能。对于破口类设计基准事故，衰变热主要存储于反应堆冷却剂系统及通过破口向安全壳内喷放，因此针对这类事故在反应堆的一次侧设置能动的安注系统来保证反应堆的安全，以及针对安全壳设置安全壳喷淋系统，通过喷淋水将安全壳内的蒸汽进行冷凝，安全壳内的能量通过安全壳喷淋系统的热交换器持续导出，确保安全壳的完整性。对于反应堆一回路破口事故或二次侧管道破口事故，可能触发安注系统启动，这种情况下，由能动的安注泵及非能动的安注箱共同完成安全注入的功能，确保堆芯的完整性；即同时，辅以部分非能动的安全手段，如安注箱、稳压器弹簧式安全阀等来进行事故应对。
(2)在未导致堆芯熔化的设计扩展工况下，可能存在能动式的应急排热手段不可用的情况，因此针对此情况需设置仅依赖于自然规律，如重力、自然对流等现象的非能动式的能量移除系统。反应堆冷却剂系统中的能量通过蒸汽发生器换热传递给蒸汽发生器二次侧，在蒸汽发生器二次侧设置非能动余热排出系统，建立自然循环，将蒸汽发生器中的能量通过非能动余热排出热交换器导出。安全壳内的能量通过内置于安全壳内的非能动安全壳冷却的热交换器组进行持续导出。通过蒸汽发生器二次侧辅助给水系统及汽轮机旁路排放系统的运行，或者如果该路径失效，则通过二次侧非能动余热排出系统承担堆芯余热排出的功能，可以确保堆芯余热及时有效导出。由能动的安注泵及非能动的安注箱共同完成安全注入的功能，确保堆芯的完整性。由能动喷淋泵的运行，对于安全壳内的空气进行降温降压，或者如果该路径失效，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。
(3)严重事故下为防止压力容器熔穿，设置能动与非能动相结合的堆腔注水系统，对压力容器外表面进行冷却，带走堆芯的能量，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留。能动喷淋泵运行，对安全壳内的空气进行降温降压，或者如果该路径失效，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。通过能动堆腔注水泵向压力容器外壁面进行注水排出堆芯熔融物的热量，如果该方式不可用，则通过非能动堆腔注水系统进行注水，实现反应堆压力容器的冷却，限制严重事故的后果。能动式堆腔注水将安全壳内中的冷却水采用泵吸入的方式注入堆腔中压力容器保温层内，冷却反应堆压力容器外壁面，导出堆芯熔融物的热量。非能动式堆腔注水是堆腔注水箱内的水能够依靠重力注入堆腔中压力容器保温层内，淹没反应堆压力容器下封头到一定高度，并补偿堆腔内水的蒸发量，以“非能动”的方式实现反应堆压力容器的冷却。安全壳内的能量最终由非能动安全壳冷却系统带走。
附图说明
图1为本发明所提供的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统的示意图；
图2为本发明所提供的反应堆冷却剂系统、安注系统、安全壳排热系统的安全壳喷淋系统和堆腔注水系统的示意图；
图3为本发明所提供的蒸汽发生器二次侧排热系统的示意图，
图4为本发明所提供的非能动安全壳排热系统图。
图中：1-压力容器，2-热段，3-波动管，4-稳压器，5-稳压器安全阀，6-卸压箱，7-蒸汽发生器，8-过渡段，9-主泵，10-冷段，11-安注箱隔离阀，12-安注箱，13-压力容器底部注水通道，14-内置换料水箱，15-堆腔注水泵，16-堆腔注水控制阀，17-非能动堆腔注水箱，18-安注泵，19-安喷泵，20-安全壳，21-安喷喷嘴，22-辅助给水管线，23-辅助给水电动泵，24-辅助给水汽动泵，25-辅助给水箱，26-主蒸汽管线，27-蒸汽发生器安全阀，28-大气释放阀，29-冷凝器，30-非能动余热排出系统蒸汽管线，31-非能动余热排出系统换热器，32-非能动余热排出系统启动阀，33-非能动余热排出系统凝水管线，34-非能动余热排出系统换热水箱，35-非能动余热排出系统补水管线，36-非能动余热排出系统补水阀，37-非能动余热排出系统补水箱，38-非能动余热排出系统供水阀，39-非能动安全壳排热系统热流体通道，40-非能动安全壳排热系统壳内换热片，41-非能动安全壳排热系统冷流体逆止阀，42-非能动安全壳排热系统冷流体通道，43-非能动安全壳排热系统壳外换热器。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细说明。
如图1、2、3、4所示，本发明所提供的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，该系统包括与压力容器1的冷段10一侧连通的堆芯冷却系统，与压力容器底部注水通道13连通的堆腔注水系统，位于压力容器的冷段10一侧的安全壳排热系统，以及位于蒸汽发生器7二次侧的蒸汽发生器二次侧排热系统；堆芯冷却系统、堆腔注水系统、安全壳排热系统以及蒸汽发生器二次侧排热系统的一侧位于安全壳20内，另一侧位于安全壳20外。
如图1、2、3、4所示，堆芯冷却系统为安注系统，安注系统包括能动安注系统和非能动安注系统，能动安注系统的出口、非能动安注系统的出口分别与压力容器1的冷段10连通；能动安注系统的一侧位于安全壳20内，另一侧位于安全壳20内；非能动安注系统位于安全壳20内，且其位置高于压力容器1顶部。
如图1、2、3、4所示，堆腔注水系统包括能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统，能动堆腔注水系统的出口、非能动堆腔注水系统的出口分别与压力容器1底部的压力容器底部注水通道13连通，能动堆腔注水系统的一侧位于安全壳20内，另一侧位于安全壳20内；非能动堆腔注水系统位于安全壳20内，且其位置高于压力容器1顶部。
如图1、2、3、4所示，安全壳排热系统包括能动的安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统；非能动安全壳排热系统位于安全壳20上部侧壁上，其一侧位于安全壳20外，另一侧位于安全壳20内，且其位置高于压力容器1顶部；能动的安全壳喷淋系统一侧位于安全壳20外，另一侧位于安全壳20内顶部。
如图1、2、3、4所示，蒸汽发生器二次侧排热系统包括辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统；辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统和蒸汽发生器安全阀位于安全壳20外，辅助给水系统与蒸汽发生器7的给水口连通，汽轮机旁路排放系统、蒸汽发生器安全阀27与蒸汽发生器7的蒸汽出口连通；二次侧非能动余热排出系统一侧位于安全壳20内，另一侧位于安全壳20上部侧壁外，二次侧非能动余热排出系统的出口与蒸汽发生器7的蒸汽出口连通，二次侧非能动余热排出系统的入口与蒸汽发生器7的给水口连通。
(1)蒸汽发生器二次侧排热系统
如图1、3所示，蒸汽发生器二次侧排热系统包括辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统和二次非能动余热排出系统。停堆后，蒸汽发生器二次侧可用于排出热量的系统和设备包括辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、蒸汽发生器安全阀、二次侧非能动余热排出系统。
如图1、3所示，辅助给水系统包括辅助给水箱25、辅助给水电动泵23、辅助给水汽动泵24、以及相关的阀门和辅助给水管线22。辅助给水电动泵23和辅助汽动泵24的出口通过辅助给水管线22与蒸汽发生器7的给水口连通，辅助给水电动泵23和辅助给水汽动泵24的入口通过辅助补水管线22分别与辅助给水箱25、非能动余热排出系统补水箱37的出口连通，非能动余热排出系统补水箱37的出口与辅助给水电动泵23、辅助给水汽动泵24的入口之间的管线上设有非能动余热排出系统供水阀38。辅助给水电动泵23和辅助汽动泵24根据保护信号启动后，从辅助给水箱25取水，并通过辅助给水管道22注入蒸汽发生器7二次侧。此外非能动余热排出系统补水箱37也可作为辅助给水电动泵23、辅助给水汽动泵24的补充水源。
如图1、3所示，汽轮机旁路排放系统包括旁路排放至大气的大气释放阀28以及旁路排放至冷凝器29支路，停堆后，通往汽轮机的蒸汽流量终止，蒸汽发生器7中产生的蒸汽首先通过冷凝器29进行排放，当蒸汽压力达到特定限值时，大气释放阀28自动开启排放蒸汽。蒸汽发生器出口主蒸汽管线26上布置有蒸汽发生器安全阀27和大气释放阀28，主蒸汽管线26一端与蒸汽发生器7的蒸汽出口连通，主蒸汽管线26的另一端与至冷凝器29的入口连通。蒸汽发生器安全阀27为弹簧加载式非能动阀门，用于蒸汽系统的超压排放，当蒸汽系统压力超过蒸汽发生器安全阀27的整定值时，蒸汽发生器安全阀27自动开启排放蒸汽。
如图3所示，本发明涉及的蒸汽发生器二次侧排热系统包括两个组合：辅助给水系统与汽轮机旁路排放系统的组合、以及二次侧非能动余热排出系统与补水通道的组合。
如图1、3所示，二次侧非能动余热排出系统包括非能动余热排出系统蒸汽管线30、非能动余热排出系统换热器31、非能动余热排出系统启动阀32、非能动余热排出系统凝水管线33、非能动余热排出系统换热水箱34、非能动余热排出系统补水管线35、非能动余热排出系统补水阀36、非能动余热排出系统补水箱37和非能动余热排出系统供水阀38。非能动余热排出系统换热器31的入口通过非能动余热排出系统蒸汽管线30与主蒸汽管线26连通，非能动余热排出系统换热器31的出口通过凝水管线33与辅助给水管线22连通，凝水管线33上设置非能动余热排出系统启动阀32。非能动余热排出系统换热器31浸泡在位于安全壳20外的非能动余热排出系统换热水箱34内。非能动余热排出系统补水箱37的一个出口通过非能动余热排出系统补水管线35与非能动余热排出系统凝水管线33连通，非能动余热排出系统补水管线35上设有非能动余热排出系统补水阀36；非能动余热排出系统补水箱37的另一个出口通过管线与辅助给水电动泵23、辅助给水汽动泵24的入口连通；非能动余热排出系统供水阀38位于非能动余热排出系统补水箱37的出口与辅助给水电动泵23、辅助给水汽动泵24的入口之间的管线上。当辅助给水系统排热能力不满足需求或者失效时，非能动余热排出系统自动启动，建立自然循环，将热量通过非能动余热排出系统换热器31、传递至安全壳20外的非能动余热排出系统换热水箱34内。
如图1、3所示，辅助给水系统的辅助给水汽动泵24和辅助给水电动泵23优先从辅助给水箱25取水，如果辅助给水箱25水位过低时，可开启非能动余热排出系统供水阀38，从非能动余热排出系统补水箱37中取水，辅助给水汽动泵24和辅助给水电动泵23抽取水后，将水输运至辅助给水管线22，最终注入蒸汽发生器7的二次侧，冷凝水吸收从反应堆冷却剂系统传递至蒸汽发生器7二次侧的热量后，转变为饱和蒸汽，流经主蒸汽管线26，最终通过汽轮机旁路排放系统排放至大气(通过蒸汽发生器大气释放阀28)或者冷凝器29。蒸汽发生器大气释放阀28具有被动超压排放和主动卸压排放的功能。正常情况下，蒸汽发生器大气释放阀28处于被动超压排放的功能模式，接受蒸汽发生器7二次侧的蒸汽压力控制，当蒸汽压力超过排放定值时，蒸汽发生器大气释放阀28开启。在发生蒸汽发生器传热管破裂等特定事故后，由表征事故特性的保护信号触发蒸汽发生器大气释放阀28开启并处于全开状态，快速排出蒸汽发生器7二次侧产生的蒸汽，提高反应堆冷却剂系统的降温降压速率，从而限制反应堆冷却剂通过破口流失量。
如图1、3所示，如果通过辅助给水系统不能满足余热排除的需求时，需要启动非能动余热排出系统。由于非能动余热排出系统配置在蒸汽发生器7的二次侧，所以为了建立有效的自然循环，二次侧非能动余热排出系统启动后，将蒸汽发生器7正常的供水和排汽通道进行隔离。二次侧非能动余热排出系统启动阀32开启后，二次侧非能动余热排出系统启动运行，蒸汽发生器7二次侧出口蒸汽通过非能动余热排出系统蒸汽管线30流动至非能动余热排出系统换热器31，在非能动余热排出系统换热器31中将热量通过换热管壁传递至管外的非能动余热排出系统换热水箱34中，非能动余热排出系统换热器31内的蒸汽冷却为凝结水，流经非能动余热排出系统启动阀32及非能动余热排出系统凝水管线33，返回蒸汽发生器7的二次侧。在二次侧非能动余热排出系统运行过程中，如果蒸汽发生器7二次侧水量过低，将触发非能动余热排出系统补水阀36打开，非能动余热排出系统补水箱37中的水可以通过非能动余热排出系统补水阀36及非能动余热排出系统补水管线35流至非能动余热排出系统凝水管线33，对蒸汽发生器7二次侧进行补水；当蒸汽发生器7二次侧的水位上升至预期状态后，关闭非能动余热排出系统补水阀36。这一补水功能提供了事故后多样性的补水手段，能够有效提升了二次侧非能动余热排出系统运行后的自然循环稳定性。
(2)堆芯冷却系统
如果事故导致了反应堆冷却剂系统冷却剂丧失或者冷却剂收缩，将可能触发安注系统运行，向反应堆冷却剂系统注入含硼溶液，以实现堆芯冷却、补偿冷却剂装量的丧失或控制反应性变化的功能。
如图1、2所示，反应堆冷却剂系统中，压力容器1的二次侧通过热段2与蒸汽发生器7的入口连通，蒸汽发生器7的出口通过过渡段8与主泵9的入口连通，主泵9的出口通过冷段10与压力容器1的一次侧连通连通；压力容器1底部设有注水通道13。稳压器4的一端通过波动管3与压力容器1的热段2连通，稳压器4的另一端通过稳压器安全阀5以及管道与卸压箱6连通。
如图1、2所示，堆芯冷却系统即为安注系统。安注系统包括能动安注系统和非能动安注系统，能动安注系统主要包括安注泵18、内置换料水箱14、的阀门及管道。其中，安注泵18为独立的泵，与化容系统相隔离，不参与执行上充功能，从而具备更高的独立性和可靠性。内置换料水箱14的出口通过管道与安注泵18的入口连通，安注泵18的出口通过管道与压力容器1的一侧处的冷段10连通，该管道上设有非能动安隔离阀；内置换料水箱14位于安全壳20内，安注泵18位于安全壳20外。能动安注系统通过安注泵18从内置换料水箱14汲取含硼水，向反应堆冷却剂系统冷段10进行注射。安注泵18的注射能力与泵特性及反应堆冷却剂系统冷段10上的压力有关。选取注入流量截至压力上限为10MPa左右泵基本能够符合本发明所需的安注泵需求。此外，冷段10内冷却剂的压力越低，安注泵18能够注入的含硼水流量也将越大。
如图1、2所示，非能动安注系统包括蓄压安注箱12、注入管线及安注箱隔离阀11，蓄压安注箱12通过注入管线与冷段10连通，该注入管线上设有安注箱隔离阀11，安注箱12的位置高于压力容器1顶部。非能动安注箱12为蓄压安注箱，当冷段10内的压力低于安注箱12内的气体蓄压时，将触发安注箱隔离阀11开启，安注箱12内含硼水在重力的作用下，通过安注箱隔离阀11注入到反应堆冷却剂系统。同时，当蓄压安注箱12水位低于保护定值水位时，触发安注箱隔离阀11关闭，有效防止不可凝气体流入反应堆冷却剂系统。
(3)安全壳排热系统
如图1、2、4所示，如果安全壳20内发生了管道破裂，可能导致高能流体向安全壳20内进行释放，使得安全壳20内的温度及压力上升，并威胁安全壳20的完整性，这种情况下，安全壳排热系统将启动，通过向安全壳20内喷洒喷淋水或通过非能动安全壳排热系统壳外换热器43将安全壳20内热量排出至安全壳外水箱34(与非能动余热排出系统换热水箱34共用)的方式，对安全壳20进行降温降压。
如图1、2、4所示，安全壳排热系统包括能动的安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统。
如图1、2、4所示，能动的安全壳喷淋系统包括安喷泵19、安喷喷嘴21、内置换料水箱14，内置换料水箱14的出口通过管道与安喷泵19的入口连通，安喷泵19的出口通过管道与安喷喷嘴21连通。当安全壳20内部的压力温度上升至保护定值时，将触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵19汲取内置换料水箱14的含硼水，供应至位于安全壳20的安喷喷嘴21处，通过安喷喷嘴21将含硼冷水喷洒至安全壳20内，对安全壳20的内部空气进行降温降压。
如图1、2、4所示，非能动安全壳排热系统包括非能动安全壳排热系统冷流体通道42、非能动安全壳排热系统逆止阀41、非能动安全壳排热系统壳内换热片40、非能动安全壳排热系统热流体通道39、非能动安全壳排热系统壳外换热器43和非能动余热排出系统换热水箱34，非能动安全壳排热系统冷流体通道42的一端通过逆止阀41、管线与非能动安全壳排热系统壳内换热片40的一端连通，非能动安全壳排热系统壳内换热片40的另一端与非能动安全壳排热系统热流体通道39的一端连通，非能动安全壳排热系统壳外换热器43位于换热水箱34内；非能动安全壳排热系统壳外换热器43的一端与非能动安全壳排热系统热流体通道39连通，另一端与非能动安全壳排热系统冷流体通道42连通，非能动安全壳排热系统换热水箱34位于安全壳20外的上部侧壁上。非能动安全壳排热系统在能动的安全壳喷淋系统失效的情况下投入运行，如果能动的安全壳喷淋系统失效或者其运行结果不能达到预期效果时，非能动安全壳排热系统自动启动后，安全壳20内空气的热量可以通过非能动安全壳排热系统壳内换热片40传递至壳内换热片40片内部的流体，使得这些流体升温，在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道39流至位于安全壳20外的非能动安全壳排热系统壳外换热器43内，非能动安全壳排热系统壳外换热器43浸泡在非能动安全壳排热系统换热水箱34中，非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部流体的热量可通过非能动安全壳排热系统壳外换热器43传递至非能动安全壳排热系统换热水箱34的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道42，返回非能动安全壳排热系统换热片40，继续进行循环换热，直至安全壳20内部的压力温度下降至保护定值以下。非能动安全壳排热系统冷流体通道42上设置了非能动安全壳排热系统逆止阀41，避免冷凝水发生逆流。
(4)堆腔注水系统
如图1、2所示，用于严重事故缓解的堆腔注水系统包括能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统。能动堆腔注水系统包括堆腔注水泵15、内置换料水箱14、相关阀门及管线，堆腔注水泵15的入口通过管线与内置换料水箱14出口连通，堆腔注水泵15的出口通过管线与压力容器底部的注水通道13连通。能动堆腔注水系统通过堆腔注水泵15从内置换料水箱14汲取含硼水，送至压力容器底部的注水通道13，实现能动的注水方式，冷却反应堆压力容器1外壁面，导出堆芯熔融物的热量。
如图1、2所示，能动堆腔注水系统包括非能动堆腔注水箱17、注入管线及堆腔注水控制阀16；非能动堆腔注水系统包括非能动堆腔注水箱17和堆腔注水控制阀16，堆腔注水控制阀16位于非能动堆腔注水箱17与压力容器1的冷段10之间，非能动堆腔注水箱17的位置高于压力容器1顶部。当能动堆腔注水不能达到预期效果或失效时，非能动堆腔注水系统启动，通过保护信号触发堆腔注水控制阀16开启，堆腔注水箱17中的水在重力的作用下流经堆腔注水控制阀16，流至压力容器底部的注水通道13，通过压力容器底部的注水通道13注入堆腔中压力容器1保温层内，淹没反应堆压力容器1下封头，并补偿反应堆堆腔内水的蒸发量。其中，用非能动堆腔注水箱17的水位高度及余热水平对堆腔注水控制阀16的阀门开度进行控制，使得注水量能够满足当前余热水平的需求，实现注水流量曲线与余热曲线接近的效果，控制函数形式为：k＝f(Q，t1，t2，L，k0)，式中：k为最终需求的阀门开度，Q为堆芯设计热功率，t1为停堆时刻，t2为当前时刻，L为堆腔注水箱水位，k0为堆腔注水控制阀初始开度。
(5)稳压器超压排放功能
如图1、2所示，稳压器4通过波动管3连通于反应堆冷却剂系统的压力容器的热段2，正常运行情况下，稳压器4内部流体分为下部饱和水和上部饱和蒸汽，当压力上升至稳压器安全阀5开启压力时，安全阀5自动开启进行卸压排放，被排放的流体最终流入卸压箱6。
如图1、2、3、4所示，当发生预计运行事件、设计基准事故或者堆芯未发生明显损伤事故时，本发明所提供的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，该方法包括以下步骤：
步骤1、当发生预计运行事件或设计基准事故或者堆芯未发生明显损伤事故时，反应堆紧急停堆，蒸汽发生器二次侧辅助给水系统及汽轮机旁路排放系统运行，确保堆芯余热及时有效导出；蒸汽发生器大气释放阀28和蒸汽发生器安全阀27执行超压保护功能，步骤1的具体步骤如下：
步骤1.1、辅助给水系统的辅助给水汽动泵24和辅助给水电动泵23优先从辅助给水箱25取水，如果辅助给水箱25水位过低时，则开启非能动余热排出系统供水阀38，从非能动余热排出系统补水箱37中取水；
步骤1.2、辅助给水汽动泵24和辅助给水电动泵23抽取水后，将水输运至辅助给水管线22，注入蒸汽发生器7的二次侧，冷凝水吸收从反应堆冷却剂系统传递至蒸汽发生器7二次侧的热量后，转变为饱和蒸汽；
步骤1.3、饱和蒸汽流经主蒸汽管线26，通过汽轮机旁路排放系统的蒸汽发生器大气释放阀28或者冷凝器29排放至大气；正常情况下，蒸汽发生器大气释放阀28处于被动超压排放的功能模式，接受蒸汽发生器7二次侧的蒸汽压力控制，当蒸汽压力超过排放定值时，蒸汽发生器大气释放阀28自动开启排放蒸汽；当蒸汽系统压力超过蒸汽发生器安全阀27的整定值时，蒸汽发生器安全阀27自动开启排放蒸汽。
步骤2、如果通过辅助给水系统不能满足余热排除的需求时，则需要启动非能动余热排出系统继续导出堆芯余热，步骤2的具体步骤如下：
步骤2.1、二次侧非能动余热排出系统启动阀32开启，二次侧非能动余热排出系统启动运行，蒸汽发生器7二次侧出口蒸汽通过非能动余热排出系统蒸汽管线30流动至非能动余热排出系统换热器31，在非能动余热排出系统换热器31中将热量通过换热管壁传递至管外的非能动余热排出系统换热水箱34中；
步骤2.2、非能动余热排出系统换热器31内的蒸汽冷却为凝结水，流经非能动余热排出系统启动阀32及非能动余热排出系统凝水管线33，返回蒸汽发生器7的二次侧；
步骤2.3、如果蒸汽发生器7二次侧水量过低，触发非能动余热排出系统补水阀36打开，非能动余热排出系统补水箱37中的水通过非能动余热排出系统补水阀36及非能动余热排出系统补水管线35流至非能动余热排出系统凝水管线33，对蒸汽发生器7二次侧进行补水；
步骤2.4、当蒸汽发生器7二次侧的水位上升至预期状态后，关闭非能动余热排出系统补水阀36；继续执行步骤2.1至步骤2.4，实现非能动余热排出的自然循环。
步骤3、当发生反应堆管道破口事故时，触发安注系统启动，由安注系统完成安全注入的功能，确保堆芯的完整性；步骤3的具体步骤如下：
步骤3.1、能动安注系统的安注泵18从内置换料水箱14汲取含硼水，向反应堆冷却剂系统冷段10进行注射；
步骤3.2、当冷段10内的压力低于非能动安注系统的安注箱12内的气体蓄压时，触发安注箱隔离阀11开启，安注箱12内含硼水在重力的作用下，通过安注箱隔离阀11注入到反应堆冷却剂系统；同时，当蓄压安注箱12水位低于保护定值水位时，触发安注箱隔离阀11关闭，防止不可凝气体流入反应堆冷却剂系统。
步骤4、如果安全壳20内的压力温度上升至保护定值时，则启动安全壳排热系统，对安全壳20内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性，步骤4的具体步骤如下：
步骤4.1、当安全壳20内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵19汲取内置换料水箱14的含硼水，供应至位于安全壳20的安喷喷嘴21处，通过安喷喷嘴21将含硼冷水喷洒至安全壳20内，对安全壳20的内部空气进行降温降压；
步骤4.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性；步骤1.4.2的具体步骤如下：
步骤4.2.1、安全壳20内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片40传递至壳内换热片40片内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道39流至位于安全壳20外的非能动安全壳排热系统壳外换热器43内；
步骤4.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器43浸泡在非能动安全壳排热系统换热水箱34中，非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器43传递至非能动安全壳排热系统换热水箱34的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道42，返回非能动安全壳排热系统换热片40，继续执行步骤4.2.1-步骤4.2.2进行循环换热，直至安全壳20内部的压力温度下降至保护定值以下；同时非能动安全壳排热系统冷流体通道42上的非能动安全壳排热系统逆止阀41能够避免冷凝水发生逆流。
如图1、2、3、4所示，当发生导致堆芯熔化的严重事故时，本发明所提供的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，该方法包括以下步骤：
步骤.1、当发生导致堆芯熔化的严重事故时，触发安全壳排热系统启动，对安全壳内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性，步骤1的具体步骤如下：
步骤1.1、当安全壳20内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵19汲取内置换料水箱14的含硼水，供应至位于安全壳20的安喷喷嘴21处，通过安喷喷嘴21将含硼冷水喷洒至安全壳20内，对安全壳20的内部空气进行降温降压；
步骤1.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性；步骤1.2的具体步骤如下：
步骤1.2.1、安全壳20内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片40传递至壳内换热片40片内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道39流至位于安全壳20外的非能动安全壳排热系统壳外换热器43内；
步骤1.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器43浸泡在非能动安全壳排热系统换热水箱34中，非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器43传递至非能动安全壳排热系统换热水箱34的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器43内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道42，返回非能动安全壳排热系统换热片40，继续执行步骤1.2.1-步骤1.2.2进行循环换热，直至安全壳20内部的压力温度下降至保护定值以下；同时非能动安全壳排热系统冷流体通道42上的非能动安全壳排热系统逆止阀41能够避免冷凝水发生逆流。
步骤2、启动堆腔注水系统，向反应堆压力容器底部注水通道13内注水，限制严重事故的后果，步骤2的具体步骤如下：
步骤2.1、启动能动堆腔注水系统，向压力容器1外壁面进行注水排出堆芯熔融物的热量，步骤2.1的具体步骤如下：
启动能动堆腔注水系统通过堆腔注水泵15从内置换料水箱14汲取含硼水，送至压力容器底部的注水通道13内，实现能动的注水方式，冷却反应堆压力容器1外壁面，导出堆芯熔融物的热量；
步骤2.2、如果能动堆腔注水系统不可用，则启动非能动堆腔注水系统向反应堆压力容器1内注水，限制严重事故的后果，步骤2.2的具体步骤如下：
堆腔注水控制阀16开启，堆腔注水箱17中的水在重力的作用下流经堆腔注水控制阀16，流至压力容器1底部的注水通道13，通过注水通道13注入堆腔中压力容器1保温层内，淹没反应堆压力容器1下封头，并补偿反应堆堆腔内水的蒸发量，防止事故进一步严重。
上面结合附图和实施例对本发明作了详细说明，但是本发明并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本发明宗旨的前提下作出各种变化。本发明中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。

Claims (28)

1.一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：该系统包括与压力容器(1)的冷段(10)一侧连通的堆芯冷却系统，与压力容器底部注水通道(13)连通的堆腔注水系统，位于压力容器的冷段(10)一侧的安全壳排热系统，以及位于蒸汽发生器(7)二次侧的蒸汽发生器二次侧排热系统；堆芯冷却系统、堆腔注水系统、安全壳排热系统以及蒸汽发生器二次侧排热系统的一侧位于安全壳(20)内，另一侧位于安全壳(20)外；
所述的蒸汽发生器二次侧排热系统包括辅助给水系统、二次侧非能动余热排出系统；所述的辅助给水系统包括辅助给水箱(25)、辅助给水电动泵(23)、辅助给水汽动泵(24)和辅助给水管线(22)，辅助给水电动泵(23)和辅助给水汽动泵(24)的出口通过辅助给水管线(22)与蒸汽发生器(7)的给水口连通，辅助给水电动泵(23)和辅助给水汽动泵(24)的入口与辅助给水箱(25)的出口连通；所述的二次侧非能动余热排出系统包括非能动余热排出系统蒸汽管线(30)、非能动余热排出系统换热器(31)、非能动余热排出系统启动阀(32)、非能动余热排出系统凝水管线(33)、非能动余热排出系统换热水箱(34)、非能动余热排出系统补水管线(35)、非能动余热排出系统补水阀(36)、非能动余热排出系统补水箱(37)和非能动余热排出系统供水阀(38)；非能动余热排出系统换热器(31)的入口通过非能动余热排出系统蒸汽管线(30)与主蒸汽管线(26)连通，非能动余热排出系统换热器(31)的出口通过非能动余热排出系统凝水管线(33)与辅助给水管线(22)连通，非能动余热排出系统凝水管线(33)上设置非能动余热排出系统启动阀(32)，非能动余热排出系统换热器(31)浸泡在位于安全壳(20)外的非能动余热排出系统换热水箱(34)内；非能动余热排出系统补水箱(37)的一个出口通过非能动余热排出系统补水管线(35)与非能动余热排出系统凝水管线(33)连通，非能动余热排出系统补水管线(35)上设有非能动余热排出系统补水阀(36)；非能动余热排出系统补水箱(37)的另一个出口通过管线与辅助给水电动泵(23)和辅助给水汽动泵(24)的入口连通；非能动余热排出系统供水阀(38)位于非能动余热排出系统补水箱(37)的出口与辅助给水电动泵(23)、辅助给水汽动泵(24)的入口之间的管线上；非能动余热排出系统补水箱(37)的出口与辅助给水电动泵(23)、辅助给水汽动泵(24)的入口之间设有非能动余热排出系统供水阀(38)。
2.根据权利要求1所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的堆芯冷却系统为安注系统，安注系统包括能动安注系统和非能动安注系统，能动安注系统的出口、非能动安注系统的出口分别与压力容器(1)的冷段(10)连通。
3.根据权利要求2所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的堆腔注水系统包括能动堆腔注水系统和非能动堆腔注水系统，能动堆腔注水系统的出口、非能动堆腔注水系统的出口分别与压力容器(1)底部的压力容器底部注水通道(13)连通，能动堆腔注水系统的一侧位于安全壳(20)内，另一侧位于安全壳(20)外；非能动堆腔注水系统位于安全壳(20)内，且其位置高于压力容器(1)顶部。
4.根据权利要求3所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的安全壳排热系统包括能动的安全壳喷淋系统和非能动安全壳排热系统；非能动安全壳排热系统位于安全壳(20)上部侧壁上，其一侧位于安全壳(20)内，另一侧位于安全壳(20)外，且其位置高于压力容器(1)顶部；能动的安全壳喷淋系统一侧位于安全壳(20)外，另一侧位于安全壳(20)内的顶部。
5.根据权利要求4所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的蒸汽发生器二次侧排热系统包括辅助给水系统、汽轮机旁路排放系统、二次侧非能动余热排出系统；辅助给水系统和汽轮机旁路排放系统位于安全壳(20)外，辅助给水系统与蒸汽发生器(7)的给水口连通，汽轮机旁路排放系统、蒸汽发生器安全阀(27)与蒸汽发生器(7)的蒸汽出口连通；二次侧非能动余热排出系统一侧位于安全壳(20)内，另一侧位于安全壳(20)上部侧壁外，二次侧非能动余热排出系统的入口与蒸汽发生器(7)的蒸汽出口连通，二次侧非能动余热排出系统的出口与蒸汽发生器(7)的给水口连通。
6.根据权利要求5所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的堆芯冷却系统的能动安注系统、堆腔注水系统的能动堆腔注水系统、安全壳排热系统的能动安全壳喷淋系统入口共用一个水箱。
7.根据权利要求6所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的蒸汽发生器二次侧排热系统的二次侧非能动余热排出系统和非能动安全壳排热系统共用一个水箱。
8.根据权利要求7所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的能动安注系统包括安注泵(18)和内置换料水箱(14)，安注泵(18)的入口与内置换料水箱(14)的出口，安注泵(18)的出口与压力容器(1)的冷段(10)连通，安注泵(18)位于安全壳(20)外。
9.根据权利要求8所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的非能动安注系统包括安注箱(12)和安注箱隔离阀(11)，安注箱隔离阀(11)位于安注箱(12)与压力容器(1)的冷段(10)之间。
10.根据权利要求9所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的能动堆腔注水系统包堆腔注水泵(15)和内置换料水箱(14)，堆腔注水泵(15)的入口通过管线与内置换料水箱(14)出口连通，堆腔注水泵(15)的出口通过管线与压力容器底部的注水通道(13)连通；非能动堆腔注水系统包括非能动堆腔注水箱(17)和堆腔注水控制阀(16)，堆腔注水控制阀(16)位于非能动堆腔注水箱(17)与压力容器底部注水通道(13)之间，非能动堆腔注水箱(17)的位置高于压力容器(1)顶部。
11.根据权利要求10所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的能动的安全壳喷淋系统包括安喷泵(19)、安喷喷嘴(21)、内置换料水箱(14)，内置换料水箱(14)的出口与安喷泵(19)的入口连通，安喷泵(19)的出口与安喷喷嘴(21)连通。
12.根据权利要求11所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的非能动安全壳排热系统包括非能动安全壳排热系统冷流体通道(42)、非能动安全壳排热系统逆止阀(41)、非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)、非能动安全壳排热系统热流体通道(39)、非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)和非能动余热排出系统换热水箱(34)，非能动安全壳排热系统冷流体通道(42)的一端通过逆止阀(41)与非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)的一端连通，非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)的另一端与非能动安全壳排热系统热流体通道(39)的一端连通，非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)位于非能动余热排出系统换热水箱(34)内；非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)的一端与非能动安全壳排热系统热流体通道(39)连通，另一端与非能动安全壳排热系统冷流体通道(42)连通。
13.根据权利要求12所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的汽轮机旁路排放系统包括大气释放阀(28)和冷凝器(29)通过蒸汽发生器出口主蒸汽管线(26)与蒸汽发生器(7)的蒸汽出口连通；蒸汽发生器出口主蒸汽管线(26)上蒸汽发生器(7)与大气释放阀(28)之间的位置上设有蒸汽发生器安全阀(27)。
14.根据权利要求13所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的蒸汽发生器出口主蒸汽管线(26)上设有蒸汽发生器安全阀(27)和大气释放阀(28)。
15.根据权利要求14所述的一种核电厂能动与非能动相结合的安全系统，其特征在于：所述的压力容器(1)的热段(2)通过波动管(3)与稳压器(4)的一端连通，稳压器(4)的另一端通过稳压器安全阀(5)与卸压箱(6)连通。
16.采用上述权利要求1至15中任一项所述的安全系统的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
步骤1、当发生预计运行事件、设计基准事故或者堆芯未发生明显损伤的设计扩展工况时，反应堆紧急停堆，蒸汽发生器二次侧辅助给水系统及汽轮机旁路排放系统运行，导出堆芯余热；所述的步骤1的具体步骤如下：
步骤1.1、辅助给水系统的辅助给水汽动泵(24)和辅助给水电动泵(23)从辅助给水箱(25)取水；
步骤1.2、辅助给水汽动泵(24)和辅助给水电动泵(23)抽取水后，将水输运至辅助给水管线(22)，注入蒸汽发生器(7)的二次侧，冷凝水吸收从反应堆冷却剂系统传递至蒸汽发生器(7)二次侧的热量后，转变为饱和蒸汽；
步骤1.3、饱和蒸汽流经主蒸汽管线(26)，通过汽轮机旁路排放系统的蒸汽发生器大气释放阀(28)排放至大气或者排放至冷凝器(29)；
步骤2、如果通过辅助给水系统不能满足余热排除的需求时，则启动非能动余热排出系统继续导出堆芯余热；所述的步骤2的具体步骤如下：
步骤2.1、二次侧非能动余热排出系统启动阀(32)开启，二次侧非能动余热排出系统启动运行，蒸汽发生器(7)二次侧出口蒸汽通过非能动余热排出系统蒸汽管线(30)流动至非能动余热排出系统换热器(31)，在非能动余热排出系统换热器(31)中将热量传递非能动余热排出系统换热水箱(34)中；
步骤2.2、非能动余热排出系统换热器(31)内的蒸汽冷却为凝结水，流经非能动余热排出系统启动阀(32)及非能动余热排出系统凝水管线(33)，返回蒸汽发生器(7)的二次侧；
步骤2.3、如果蒸汽发生器(7)二次侧水量过低，触发非能动余热排出系统补水阀(36)打开，非能动余热排出系统补水箱(37)中的水通过非能动余热排出系统补水阀(36)及非能动余热排出系统补水管线(35)流至非能动余热排出系统凝水管线(33)，对蒸汽发生器(7)二次侧进行补水；
步骤2.4、当蒸汽发生器(7)二次侧的水位上升至预期状态后，关闭非能动余热排出系统补水阀(36)；继续执行步骤2.1至步骤2.4，实现非能动余热排出的自然循环；
步骤3、当发生反应堆管道破口事故时，触发安注系统启动，由安注系统完成安全注入，确保堆芯的完整性；
步骤4、如果安全壳(20)内的压力温度上升至保护定值时，则启动安全壳排热系统，对安全壳(20)内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性。
17.根据权利要求16所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤1.1中如果辅助给水箱(25)水位过低时，则开启非能动余热排出系统供水阀(38)，从非能动余热排出系统补水箱(37)中取水。
18.根据权利要求17所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤1.3中通过蒸汽发生器大气释放阀(28)和蒸汽发生器安全阀(27)进行执行超压保护，蒸汽发生器大气释放阀(28)接受蒸汽发生器(7)二次侧的蒸汽压力控制，当蒸汽压力超过排放定值时，蒸汽发生器大气释放阀(28)自动开启排放蒸汽；当蒸汽系统压力超过蒸汽发生器安全阀(27)的整定值时，蒸汽发生器安全阀(27)自动开启排放蒸汽。
19.根据权利要求18所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤3的具体步骤如下：
步骤3.1、能动安注系统的安注泵(18)从内置换料水箱(14)汲取含硼水，向反应堆冷却剂系统冷段(10)进行注射；
步骤3.2、当冷段(10)内的压力低于非能动安注系统的安注箱(12)内的气体蓄压时，触发安注箱隔离阀(11)开启，安注箱(12)内含硼水在重力的作用下，通过安注箱隔离阀(11)注入到反应堆冷却剂系统。
20.根据权利要求19所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤3.2中当蓄压安注箱(12)水位低于保护定值水位时，触发安注箱隔离阀(11)关闭，防止不可凝气体流入反应堆冷却剂系统。
21.根据权利要求20所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤4的具体步骤如下：
步骤4.1、当安全壳(20)内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵(19)汲取内置换料水箱(14)的含硼水，供应至位于安全壳(20)的安喷喷嘴(21)处，通过安喷喷嘴(21)将含硼冷水喷洒至安全壳(20)内，对安全壳(20)的内部空气进行降温降压；
步骤4.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。
22.根据权利要求21所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤4.2的具体步骤如下：
步骤4.2.1、安全壳(20)内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)传递至非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道(39)流至位于安全壳(20)外的非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内；
步骤4.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)传递至非能动余热排出系统换热水箱(34)的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道(42)，返回非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)，继续执行步骤4.2.1-步骤4.2.2进行循环换热，直至安全壳(20)内部的压力温度下降至保护定值以下。
23.采用上述权利要求1至15中任一项所述的安全系统的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
步骤1、当发生导致堆芯熔化的严重事故时，触发安全壳排热系统启动，对安全壳内空气进行降温降压，确保安全壳的完整性；
步骤2、启动堆腔注水系统，向反应堆压力容器底部注水通道(13)注水，限制严重事故的后果。
24.根据权利要求23所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤1的具体步骤如下：
步骤1.1、当发生导致堆芯熔化的严重事故时，当安全壳(20)内部的压力温度上升至保护定值时，触发能动的安全壳喷淋系统运行，安全壳喷淋系统的喷淋泵(19)汲取内置换料水箱(14)的含硼水，供应至位于安全壳(20)的安喷喷嘴(21)处，通过安喷喷嘴(21)将含硼冷水喷洒至安全壳(20)内，对安全壳(20)的内部空气进行降温降压；
步骤1.2、如果安全壳喷淋系统降温降压失败，则启动非能动安全壳排热系统，通过该系统排出安全壳内空气的热量，确保安全壳的完整性。
25.根据权利要求24所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：所述的步骤1.2的具体步骤如下：
步骤1.2.1、安全壳(20)内空气的热量通过非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)传递至非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)内部的流体，使得流体升温在密度差的作用下向上流动，经过非能动安全壳排热系统热流体通道(39)流至位于安全壳(20)外的非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内；
步骤1.2.2、非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内部流体的热量通过非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)传递至非能动余热排出系统换热水箱(34)的冷水中，使得非能动安全壳排热系统壳外换热器(43)内部的流体温度下降，在重力的作用下流经非能动安全壳排热系统冷流体通道(42)，返回非能动安全壳排热系统壳内换热片(40)，继续执行步骤1.2.1-步骤1.2.2进行循环换热，直至安全壳(20)内部的压力温度下降至保护定值以下。
26.根据权利要求25所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：其特征在于：所述的步骤2的具体步骤如下：
步骤2.1、启动能动堆腔注水系统，向压力容器1外壁面进行注水排出堆芯熔融物的热量；
步骤2.2、如果能动堆腔注水系统不可用，则启动非能动堆腔注水系统向反应堆压力容器1内注水，限制严重事故的后果。
27.根据权利要求26所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：其特征在于：所述的步骤2.1的具体步骤如下：
启动能动堆腔注水系统通过堆腔注水泵(15)从内置换料水箱(14)汲取含硼水，送至压力容器底部的注水通道(13)内，冷却反应堆压力容器(1)外壁面，导出堆芯熔融物的热量。
28.根据权利要求27所述的一种核电厂能动与非能动相结合提高安全性的方法，其特征在于：其特征在于：所述的步骤2.2的具体步骤如下：堆腔注水控制阀(16)开启，堆腔注水箱(17)中的水在重力的作用下流经堆腔注水控制阀(16)，流至压力容器(1)底部的注水通道(13)，通过注水通道(13)注入堆腔中压力容器(1)保温层内，淹没反应堆压力容器(1)底部，并补偿反应堆堆腔内水的蒸发量，防止事故进一步严重。
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