CN113661547B - 核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法 - Google Patents
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Abstract
一种核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法，应对安全系统包括至少一用于向反应堆压力容器(1)内注水的堆内注水系统(10)；堆内注水系统(10)包括多阶段安注箱(11)、连接一回路系统(3)冷管段(301)的第一注水管线(12)；多阶段安注箱(11)的内部空间包括自上而下分布的气相空间(101)、第一阶段注水空间(102)以及第二阶段注水空间(103)；多阶段安注箱(11)上设有第一流量管线(111)和管径小于第一流量管线(111)的第二流量管线(112)，第一流量管线(111)连通第一阶段注水空间(102)和第一注水管线(12)，第二流量管线(112)连通第二阶段注水空间(103)和第一注水管线(12)。该核电厂严重事故的应对安全系统以堆内注水系统(10)配合堆外冷却注水系统(20)进行堆内、堆外冷却，实现严重事故后维持反应堆压力容器(1)的完整性。
Description
技术领域
本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法。
背景技术
在核电厂发生严重事故以后，由于核电厂一回路系统失水而导致堆芯裸露并最终熔化，堆芯熔融物将最终坍塌到RPV(反应堆压力容器)下封头内。如果堆芯熔融物不能及时得到冷却，由于堆芯衰变热的原因，熔融物将最终熔穿RPV下封头壁面，导致堆芯熔融物坠落在堆坑内并有可能熔穿安全壳底板，最终导致放射性物质大量泄漏。
目前国内、外压水堆核电厂大多采用堆坑注水系统来实现堆坑注水，并在反应堆压力容器外壁面形成强迫或者自然循环冷却带走衰变热，防止下封头被熔穿。但是，在大、中破口为始发事件的严重事工况，由于一回路边界破口面积较大，反应堆压力容器失水速度较快，由于堆芯熔化进程的不确定性以及人员启动时间延缓等因素，单纯采用反应堆压力容器外壁面冷却的方式仍存在堆芯熔融物熔穿RPV的可能性。
现有压水堆核电厂均设计2列或者2列以上安注箱，安注箱分为气空间(约为25m3)及硼酸水(约为35m3)空间，在核电厂一回路压力低于某特定值时，一般为4.0-5.0MPa自动开启电动阀门，一次性将硼酸水通过冷管段快速注入至反应堆压力容器(RPV)内。但在其他情况下，安注箱内将无水可用，所以会导致堆芯熔化的事故发生。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，提供一种提高核反应堆安全性的核电厂严重事故的应对安全系统及核电厂严重事故的应对安全控制方法。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种核电厂严重事故的应对安全系统，包括至少一用于向反应堆压力容器内注水的堆内注水系统；
所述堆内注水系统包括多阶段安注箱、连接一回路系统冷管段的第一注水管线；所述多阶段安注箱的内部空间包括自上而下分布的气相空间、第一阶段注水空间以及第二阶段注水空间；所述多阶段安注箱上设有第一流量管线和管径小于所述第一流量管线的第二流量管线，所述第一流量管线连通所述第一阶段注水空间和第一注水管线，所述第二流量管线连通所述第二阶段注水空间和第一注水管线。
优选地，所述第一流量管线的管径≥100mm；所述第二流量管线的管径为40mm-80mm，注水流量20m3/h-60m3/h。
优选地，所述气相空间的压力为4.0MPa-5.0MPa；
所述第一阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为4.0MPa-5.0MPa；
所述第二阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为0.4MPa-1.0MPa。
优选地，所述堆内注水系统还包括设置在所述第一注水管线上的第一止回阀、设置在所述第一流量管线上的第一动力阀、设置在所述第二流量管线上的第二动力阀。
优选地，所述堆内注水系统还包括对应所述第一阶段注水空间设置在所述多阶段安注箱上的液位计；
在所述多阶段安注箱内液位下降到预设值时，触发关闭所述第一动力阀的信号，所述第一动力阀关闭，断开所述第一流量管线和第一阶段注水空间的连通；所述预设值所在位置高于所述第一流量管线在所述多阶段安注箱上的连接位置。
优选地，所述堆内注水系统还包括连接所述气相空间的压力测试表和高压气源；所述高压气源与所述气相空间的连接管路上设有第三动力阀；在所述多阶段安注箱的气体压力小于2.0MPa时，触发启动所述第三动力阀的信号，所述第三动力阀开启，所述高压气源向所述多阶段安注箱内补气。
优选地，所述多阶段安注箱的内部空间还包括至少一个位于所述第二阶段注水空间下方的第三阶段注水空间；所述多阶段安注箱上还设有至少一第三流量管线，所述第三流量管线连通所述第三阶段注水空间且管径小于所述第一流量管线的管径。
优选地，所述核电厂严重事故的应对安全系统还包括至少一用于向堆坑内注水的堆外冷却注水系统；
所述堆外冷却注水系统包括设置位置高于反应堆压力容器的高位注水水箱、连接在所述高位注水水箱和堆坑之间的第二注水管线。
优选地，所述堆外冷却注水系统还包括连接在所述高位注水水箱和第二注水管线之间的第四流量管线；所述第四流量管线的管径小于所述第二注水管线的管径，且所述第四流量管线在所述高位注水水箱上的连接位置低于所述第二注水管线在所述高位注水水箱上的连接位置。
优选地，所述堆外冷却注水系统还包括沿着从所述高位注水水箱到堆坑的方向依序设置在所述第二注水管线上的第四动力阀和第二止回阀、设置在所述第四流量管线上的第五动力阀；
所述第四流量管线在所述第二注水管线上的连接位置位于所述第四动力阀和第二止回阀之间。
优选地，所述核电厂严重事故的应对安全系统还包括设置在反应堆压力容器和堆坑之间的堆坑注水循环冷却系统；反应堆压力容器悬空设置在堆坑内且反应堆压力容器的外围设有保温导流层；
所述堆坑注水循环冷却系统包括形成在反应堆压力容器和保温导流层之间的冷却水流道、形成在保温导流层和堆坑的内壁面之间的堆坑注水空间、设置在反应堆压力容器上端外围的环形蓄水池、设置在坑壁内并连通所述环形蓄水池和堆坑注水空间的回水流道；所述第二注水管线与所述环形蓄水池或堆坑注水空间相接连通；
所述保温导流层的底部设有连通所述冷却水流道和堆坑注水空间的入水口，以使堆坑注水空间内的冷却水通过入水口进入冷却水流道；所述保温导流层的上端设有排汽口，所述排汽口连通所述冷却水流道和环形蓄水池。
优选地，所述回水流道的连通所述堆坑注水空间的出水口上设有浮力开启件；
在反应堆正常运行工况下，所述出水口保持常闭；在反应堆严重事故工况下，堆坑被水注满后所述浮力开启件自动打开。
优选地，所述浮力开启件为浮力球或浮力盖板。
优选地，所述保温导流层的入水口在反应堆正常运行工况下保持常闭；在反应堆严重事故工况下，所述入水口打开。
本发明还提供一种核电厂严重事故的应对安全控制方法，采用以上任一项所述的核电厂严重事故的应对安全系统；所述核电厂严重事故的应对安全控制方法包括：
在反应堆严重事故工况前，在反应堆一回路系统的压力低于第一设定值时，堆内注水系统通过第一流量管线、第一注水管线和冷管段向反应堆压力容器快速注水，将堆芯淹没；在所述一回路系统的压力低于第二设定值时，堆内注水系统通过第二流量管线、第一注水管线和冷管段向反应堆压力容器注水，将堆芯再淹没；所述第一设定值高于所述第二设定值。
优选地，还包括：在反应堆严重事故工况时，堆外冷却注水系统通过第二注水管线向堆坑内注水。
优选地，在反应堆严重事故工况时，所述堆外冷却注水系统将堆坑注水至目标液位后，通过第四流量管线为堆坑持续补水；补水流量为30m3/h-70m3/h。
优选地，在反应堆严重事故工况时，注入所述堆坑的堆坑注水空间内的冷却水通过保温导流层的入水口进入冷却水流道，在反应堆压力容器外部被加热形成汽水两相流，汽水两相流沿着所述冷却水流道向上流动，通过排汽口后汽水分离，液态水落入环形蓄水池；环形蓄水池内冷却水通过回水流道回到堆坑注水空间，以此循环。
本发明的有益效果：以堆内注水系统的设置，可以配合堆外冷却注水系统进行堆内、堆外冷却，有效应对严重事故后堆芯熔融物熔穿RPV的风险。其中，堆内注水系统以大流量和小流量注水相结合的方式，延长了堆内注水的时长，保障了堆芯长时间处于淹没状态，显著减缓了发生事故后堆芯因为失水而导致堆芯降级、熔化的概率，延缓严重事故进程，实现严重事故后维持RPV的完整性。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是本发明一实施例的核电厂严重事故的应对安全系统的结构示意图；
图2是图1中所示应对安全系统中堆内注水系统的结构示意图；
图3是图1中所示应对安全系统中堆坑注水循环冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
如图1所示，本发明一实施例的核电厂严重事故的应对安全系统，设置在安全壳内，该应对安全系统包括至少一用于向反应堆压力容器1内注水的堆内注水系统10、至少一用于向堆坑2内注水的堆外冷却注水系统20。
其中，结合图1、2，堆内注水系统10包括多阶段安注箱11、连接一回路系统3的冷管段301的第一注水管线12。多阶段安注箱11的内部空间包括自上而下分布的气相空间101、第一阶段注水空间102以及第二阶段注水空间103。气相空间101作为氮气空间，压力为4.0MPa-5.0MPa。第一阶段注水空间102和第二阶段注水空间103为液相空间，用于存储冷却水(含硼水如硼酸水)，分别作为中压阶段注水和低压阶段注水。第一阶段注水空间102启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为4.0MPa-5.0MPa，即当核电厂一回路系统的压力为4.0MPa-5.0MPa时，第一阶段注水空间102开始进行注水。第二阶段注水空间103启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为0.4MPa-1.0MPa，即当核电厂一回路系统的压力为0.4MPa-1.0MPa时，第二阶段注水空间103开始进行注水。多阶段安注箱11上设有第一流量管线111和第二流量管线112，第一流量管线111连通第一阶段注水空间102和第一注水管线12，第二流量管线112连通第二阶段注水空间10和第一注水管线12。相比较而言，第一流量管线111的管径大于第二流量管线112的管径，使得第一流量管线111为大流量管道，可以快速将第一阶段注水空间102内的冷却水注入到反应堆的堆芯，第二流量管线112为小流量管道，实现一回路系统3在低压状态下对堆芯注水。
作为选择，第一流量管线111的管径≥100mm，流量≥300m3/h；第二流量管线112的管径为40mm-80mm，注水流量20m3/h-60m3/h。第一流量管线111可与第一注水管线12相同。
第一流量管线111可以对应第一阶段注水空间102的下端，一端连接在多阶段安注箱11上并与第一阶段注水空间102连通，另一端连接第一注水管线12并与其连通。第二流量管线112可以对应第二阶段注水空间103，一端连接在多阶段安注箱11的下端或底部上，另一端连接第一注水管线12并与其连通。
进一步地，堆内注水系统10还包括设置在第一注水管线12上的第一止回阀13、设置在第一流量管线111上的第一动力阀14、设置在第二流量管线112上的第二动力阀15。第一止回阀13在第一注水管线12上的设置，用于防止冷却水回流。第一动力阀14用于控制第一流量管线111的通断，第二动力阀15用于控制第二流量管线112的通断。
作为选择，第一动力阀14和第二动力阀15采用电动阀，与核电厂的仪控系统连接，仪控系统通过自动信号控制第一动力阀14或第二动力阀15的启闭，实现冷却水自动注入反应堆。当核电厂发生断电等情况下，可以通过人工将第一动力阀14或第二动力阀15打开，实现注水。
堆内注水系统10还包括对应第一阶段注水空间102设置在多阶段安注箱11上的液位计16，用于监测第一阶段注水空间102的液位。当多阶段安注箱11内第一阶段注水空间102的液位下降到预设值时，触发液位报警，触发关闭第一动力阀14的信号，第一动力阀14自动关闭，断开第一阶段注水空间102和第一流量管线111的连通，可以防止多阶段安注箱11内的气体泄漏而导致在第二阶段启动时背压不足，通过第一流量管线11进入反应堆。液位的预设值所在位置高于第一流量管线111在多阶段安注箱11上的连接位置，确保多阶段安注箱11内气体不泄露。
当反应堆一回路系统3压力低于第一设定值(如4.0MPa-5.0MPa)时，核电厂的仪控系统通过自动信号，启动第一动力阀14，通过第一流量管线111和冷管段301向反应堆压力容器(RPV)快速注水，实现事故条件下堆芯再淹没；当多阶段安注箱11内的液位低于预设值，触发液位报警，触发关闭第一动力阀14信号，第一动力阀14自动关闭；当一回路系统3的压力继续下降至低于第二设定值(0.4MPa-1MPa)时，触发启动第二动力阀15的信号，第二动力阀15自动启动，通过第二流量管线112向反应堆压力容器注水，实施一回路系统3在低压状态下的再淹没。
根据需要，多阶段安注箱11的内部空间还可包括至少一个位于第二阶段注水空间103下方的第三阶段注水空间(未图示)，作为后续阶段注水空间。对应地，多阶段安注箱11上还设有至少一第三流量管线(未图示)，第三流量管线连通第三阶段注水空间且管径小于第一流量管线111的管径。第三流量管线的管径与流量可与第二流量管线112相同。同理，第三流量管线上也设有动力阀控制其通断。第三阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力小于第二阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力。
进一步地，堆内注水系统10还包括连接气相空间101的压力测试表(未图示)和高压气源17(如高压气罐)；高压气源17与气相空间101的连接管路171上设有第三动力阀18。第三动力阀18可采用电动阀，压力测试表和第三动力阀18均与核电厂的仪控系统连接，仪控系统通过压力信号控制第三动力阀18的启闭，为气相空间101充气升压。在多阶段安注箱11的气体压力小于2.0MPa时，触发启动第三动力阀18的信号，第三动力阀18开启，高压气源17向多阶段安注箱11内补气。
堆内注水系统10可以是两个或以上，分别与每一冷管段301连接。
如图2所示，堆外冷却注水系统20包括设置位置高于反应堆压力容器1的高位注水水箱21、连接在高位注水水箱21和堆坑2之间的第二注水管线22。高位注水水箱21用于存储冷却水(含硼水)，可以通过重力作用往堆坑2注水，不需动力泵。
第二注水管线22为管径≥100mm的管道，可以快速将堆坑2注满冷却水。
本发明中，堆外冷却注水系统20还包括连接在高位注水水箱21和第二注水管线22之间的第四流量管线23。
第四流量管线23的管径小于第二注水管线22的管径，且第四流量管线23在高位注水水箱21上的连接位置低于第二注水管线22在高位注水水箱21上的连接位置。例如，第二注水管线22可以连接在高位注水水箱21的中部21或下端位置上，冷却水通过第二注水管线22注入堆坑2，直至液位下降至低于第二注水管线22的进水端时可停止。第四流量管线23连接高位注水水箱21上的底部，后续冷却水可以通过第四流量管线23相对小流量为堆坑2持续补水，第四流量管线23的流量可为30m3/h-70m3/h。
堆外冷却注水系统20还包括沿着从高位注水水箱21到堆坑2的方向依序设置在第二注水管线22上的第四动力阀24和第二止回阀26、设置在第四流量管线23上的第五动力阀25；第四流量管线23在第二注水管线22上的连接位置位于第四动力阀24和第二止回阀26之间。第二止回阀26在第二注水管线22上的设置，用于防止冷却水回流。第四动力阀24用于控制第二注水管线22连接高位注水水箱21的一端的通断，第五动力阀25用于控制第四流量管线23的通断。
作为选择，第四动力阀24和第五动力阀25采用电动阀，与核电厂的仪控系统连接，仪控系统通过自动信号控制第四动力阀24或第五动力阀25的启闭，实现冷却水自动注入堆坑2。当核电厂发生断电等情况下，可以通过人工将第四动力阀24和第五动力阀25打开，实现注水。
进一步地，本发明的核电厂严重事故的应对安全系统还包括设置在反应堆压力容器1和堆坑2之间的堆坑注水循环冷却系统30。反应堆压力容器1悬空设置在堆坑2内且反应堆压力容器1的外围设有保温导流层4；堆坑2由屏蔽墙围接形成。
如图1、3所示，堆坑注水循环冷却系统30包括形成在反应堆压力容器1和保温导流层4之间的冷却水流道31、形成在保温导流层4和堆坑2的内壁面之间的堆坑注水空间32、设置在反应堆压力容器1上端外围的环形蓄水池33、设置在坑壁(屏蔽墙)内并连通环形蓄水池33和堆坑注水空间32的回水流道34。
其中，保温导流层4的底部设有连通冷却水流道31和堆坑注水空间32的入水口41，以使堆坑注水空间32内的冷却水通过入水口41进入冷却水流道32。保温导流层4的入水口41在反应堆正常运行工况下保持常闭；在反应堆严重事故工况下，入水口41打开。保温导流层4的上端设有排汽口(未图示)，排汽口连通冷却水流道31和环形蓄水池32。排汽口始终位于环形蓄水池32的液面上方，排汽口中心距与液面之间可相距0.1-0.8m。
具体地，保温导流层4包括依次设置在反应堆压力容器1外的导流板和保温层。
堆外冷却注水系统20的第二注水管线22与环形蓄水池33或堆坑注水空间32相接连通，将冷却水注满到堆坑2内，充满冷却水流道31、堆坑注水空间32和环形蓄水池33。
回水流道34的连通堆坑注水空间32的出水口上设有浮力开启件341；在反应堆正常运行工况下保持常闭，减少通风系统旁通；在反应堆严重事故工况下，堆坑被水注满后能够浮力开启件341自动打开。浮力开启件341可以是浮力球或浮力盖板，在堆坑注水空间32内注入冷却水后，浮力球上浮打开出水口。保温导流层4的入水口41也设置了非能动开合件，如浮力盖板等，在有水的情况下上浮打开入水口41，无水情况下闭合。
在反应堆严重事故工况下，冷却水在反应堆压力容器1外部被加热形成汽水两相流，汽水两相流沿着冷却水流道31向上流动，通过排汽口后汽水分离，液态水落入环形蓄水池33；环形蓄水池33内的冷却水再通过回水流道34流回堆坑注水空间32，以此形成一个自然循环回路。回水流道34设置多个，沿反应堆压力容器1的周向间隔布置在堆坑2的的坑壁(屏蔽墙)内，不占用堆坑空间，同时不会受到保温导流层4变形或泄露或安装间隙对建立堆坑自然循环的影响。
堆坑注水循环冷却系统30中，利用堆坑2和回水流道34中水的密度差形成自然循环，自然循环流量可以达到3000m3/h以上，提升了反应堆压力容器1外壁面的冷却能力；同时实现从排汽孔排出的汽水两相流在环形蓄水池33上方实现汽水自动分离，蒸汽通过反应堆压力容器1上端的主管道和堆坑屏蔽墙之间的孔隙排出到安全壳内部大空间。
本发明的核电厂严重事故的应对安全控制方法，采用上述的核电厂严重事故的应对安全系统。结合图1-3，该核电厂严重事故的应对安全控制方法可包括：
在反应堆严重事故工况前，在反应堆的一回路系统3的压力低于第一设定值(如4.0MPa-5.0MPa)时，堆内注水系统10通过第一流量管线111、第一注水管线12和冷管段301向反应堆压力容器1快速注水，将堆芯淹没；在一回路系统3的压力低于第二设定值(如0.4MPa-1.0MPa)时，堆内注水系统10通过第二流量管线112、第一注水管线12和冷管段301向反应堆压力容器1注水，将堆芯再淹没。第一设定值高于第二设定值。
在反应堆严重事故工况时，堆外冷却注水系统20通过第二注水管线22向堆坑2内注水。
其中，在反应堆严重事故工况时，堆外冷却注水系统20将堆坑2注水至目标液位后，通过第四流量管线23为堆坑2持续补水；补水流量为30m3/h-70m3/h。
具体地，在反应堆严重事故工况时，注入堆坑3的堆坑注水空间32内的冷却水通过保温导流层4的入水口进入冷却水流道31，在反应堆压力容器1外部被加热形成汽水两相流，汽水两相流沿着冷却水流道31向上流动，通过排汽口后汽水分离，液态水落入环形蓄水池33；环形蓄水池33内冷却水通过回水流道34回到堆坑注水空间32，以此循环。
本发明中，通过堆内注水系统配合堆外冷却注水系统进行堆内、堆外冷却，在反应堆严重事故发生前，先通过堆内注水系统对反应堆进行冷却，同时也可以延长堆外冷却注水系统的启动时间。
例如，若多阶段安注箱11的容积增大60m3，堆外冷却注水系统的注水启动时间可以延长至事故发生后3.5小时以上，相应的堆外注水流量可以介于180m3/h-360m3/h，启动时间与堆外注水流量是相互耦合的。对于堆坑自由容积为180m3，如果堆外注水流量越大，注满的时间越短，目前注满时间为30min，对应的流量为360m3/h，则启动的时间可以至事故后4小时；若堆外注水流量为180m3/h，则注满的时间为1小时，则启动时间为3.5小时。明显地，以上启动时间，较无堆内注水条件下20min-30min，大大延长，为现场事故处理人员的判断、操作提供非常宽裕的时间。
以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。
Claims (18)
1.一种核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，包括至少一用于向反应堆压力容器内注水的堆内注水系统；
所述堆内注水系统包括多阶段安注箱、连接一回路系统冷管段的第一注水管线；所述多阶段安注箱的内部空间包括自上而下分布的气相空间、第一阶段注水空间以及第二阶段注水空间；所述多阶段安注箱上设有第一流量管线和管径小于所述第一流量管线的第二流量管线，所述第一流量管线连通所述第一阶段注水空间和第一注水管线，所述第二流量管线连通所述第二阶段注水空间和第一注水管线；
所述第一阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为4.0MPa-5.0MPa；所述第二阶段注水空间启动注水时所对应的核电厂一回路系统压力为0.4MPa-1.0MPa。
2.根据权利要求1所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述第一流量管线的管径≥100mm；所述第二流量管线的管径为40mm-80mm，注水流量20m3/h-60m3/h。
3.根据权利要求1所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述气相空间的压力为4.0MPa-5.0MPa。
4.根据权利要求1所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述堆内注水系统还包括设置在所述第一注水管线上的第一止回阀、设置在所述第一流量管线上的第一动力阀、设置在所述第二流量管线上的第二动力阀。
5.根据权利要求4所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述堆内注水系统还包括对应所述第一阶段注水空间设置在所述多阶段安注箱上的液位计；
在所述多阶段安注箱内液位下降到预设值时，触发关闭所述第一动力阀的信号，所述第一动力阀关闭，断开所述第一流量管线和第一阶段注水空间的连通；所述预设值所在位置高于所述第一流量管线在所述多阶段安注箱上的连接位置。
6.根据权利要求1所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述堆内注水系统还包括连接所述气相空间的压力测试表和高压气源；所述高压气源与所述气相空间的连接管路上设有第三动力阀；在所述多阶段安注箱的气体压力小于2.0MPa时，触发启动所述第三动力阀的信号，所述第三动力阀开启，所述高压气源向所述多阶段安注箱内补气。
7.根据权利要求1所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述多阶段安注箱的内部空间还包括至少一个位于所述第二阶段注水空间下方的第三阶段注水空间；所述多阶段安注箱上还设有至少一第三流量管线，所述第三流量管线连通所述第三阶段注水空间且管径小于所述第一流量管线的管径。
8.根据权利要求1-7任一项所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述核电厂严重事故的应对安全系统还包括至少一用于向堆坑内注水的堆外冷却注水系统；
所述堆外冷却注水系统包括设置位置高于反应堆压力容器的高位注水水箱、连接在所述高位注水水箱和堆坑之间的第二注水管线。
9.根据权利要求8所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述堆外冷却注水系统还包括连接在所述高位注水水箱和第二注水管线之间的第四流量管线；所述第四流量管线的管径小于所述第二注水管线的管径，且所述第四流量管线在所述高位注水水箱上的连接位置低于所述第二注水管线在所述高位注水水箱上的连接位置。
10.根据权利要求9所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述堆外冷却注水系统还包括沿着从所述高位注水水箱到堆坑的方向依序设置在所述第二注水管线上的第四动力阀和第二止回阀、设置在所述第四流量管线上的第五动力阀；
所述第四流量管线在所述第二注水管线上的连接位置位于所述第四动力阀和第二止回阀之间。
11.根据权利要求8所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述核电厂严重事故的应对安全系统还包括设置在反应堆压力容器和堆坑之间的堆坑注水循环冷却系统；反应堆压力容器悬空设置在堆坑内且反应堆压力容器的外围设有保温导流层；
所述堆坑注水循环冷却系统包括形成在反应堆压力容器和保温导流层之间的冷却水流道、形成在保温导流层和堆坑的内壁面之间的堆坑注水空间、设置在反应堆压力容器上端外围的环形蓄水池、设置在坑壁内并连通所述环形蓄水池和堆坑注水空间的回水流道；所述第二注水管线与所述环形蓄水池或堆坑注水空间相接连通；
所述保温导流层的底部设有连通所述冷却水流道和堆坑注水空间的入水口，以使堆坑注水空间内的冷却水通过入水口进入冷却水流道；所述保温导流层的上端设有排汽口，所述排汽口连通所述冷却水流道和环形蓄水池。
12.根据权利要求11所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述回水流道的连通所述堆坑注水空间的出水口上设有浮力开启件；
在反应堆正常运行工况下，所述出水口保持常闭；在反应堆严重事故工况下，堆坑被水注满后所述浮力开启件自动打开。
13.根据权利要求12所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述浮力开启件为浮力球或浮力盖板。
14.根据权利要求11所述的核电厂严重事故的应对安全系统，其特征在于，所述保温导流层的入水口在反应堆正常运行工况下保持常闭；在反应堆严重事故工况下，所述入水口打开。
15.一种核电厂严重事故的应对安全控制方法，其特征在于，采用权利要求1-14任一项所述的核电厂严重事故的应对安全系统；所述核电厂严重事故的应对安全控制方法包括：
在反应堆严重事故工况前，在反应堆一回路系统的压力低于第一设定值时，堆内注水系统通过第一流量管线、第一注水管线和冷管段向反应堆压力容器快速注水，将堆芯淹没；在所述一回路系统的压力低于第二设定值时，堆内注水系统通过第二流量管线、第一注水管线和冷管段向反应堆压力容器注水，将堆芯再淹没；所述第一设定值高于所述第二设定值。
16.根据权利要求15所述的核电厂严重事故的应对安全控制方法，其特征在于，还包括：在反应堆严重事故工况时，堆外冷却注水系统通过第二注水管线向堆坑内注水。
17.根据权利要求16所述的核电厂严重事故的应对安全控制方法，其特征在于，在反应堆严重事故工况时，所述堆外冷却注水系统将堆坑注水至目标液位后，通过第四流量管线为堆坑持续补水；补水流量为30m3/h-70m3/h。
18.根据权利要求16所述的核电厂严重事故的应对安全控制方法，其特征在于，在反应堆严重事故工况时，注入所述堆坑的堆坑注水空间内的冷却水通过保温导流层的入水口进入冷却水流道，在反应堆压力容器外部被加热形成汽水两相流，汽水两相流沿着所述冷却水流道向上流动，通过排汽口后汽水分离，液态水落入环形蓄水池；环形蓄水池内冷却水通过回水流道回到堆坑注水空间，以此循环。
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