CN116598028A - 一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法 - Google Patents

Abstract

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，采用密闭的安全壳结构，包括：反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。

Description

一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法

技术领域

本公开属于核电技术领域，具体涉及一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法。

背景技术

本部分的陈述仅仅是提供了与本公开相关的背景技术信息，不必然构成在先技术。

传统的二代压水堆核电厂由压力容器、稳压器、蒸发器等一系列主要设备及专设缓解系统组成，各设备之间通过管道相连，稳压器或主管道处设置有相应的卸压阀或其他等设备。管道存在破损的可能，缓解系统也都需要依靠泵等能动设备实施注水，存在发生事故可能性不够低、缓解系统投入有效性不够高的缺陷，同时缺乏针对严重事故的缓解措施。三代核电厂采用非能动等一系列技术极大提升了缓解系统的有效性，同时减少压力容器下部区域开孔，降低压力容器下部破口的可能性，特别是专门设置了针对严重事故的缓解措施，这些举措极大地提升了核电厂的安全性。随着技术的发展，一体化堆型也相继提出，在提高系统有效性的基础上，进一步降低事故发生的可能性。所谓一体化是指将传统的蒸发器、稳压器等设备集成在压力容器内部，取消了连通的管道，从物理上消除了管道破损的可能性。

核电厂严重事故专指堆芯发生明显损伤的事故，其后果严重，需要在核电厂设计中特别关注严重事故的预防和缓解，通过监测电厂的实际状态参数，根据参数判断电厂状态，各缓解系统有序投入，实现严重事故的有效缓解。

据发明人了解，现有的核电厂采用稳压器低水位、热管段高温等信号触发专设安全设施，将堆芯出口温度高温(例如650℃)作为事故严重恶化的表征，在即将发生堆芯显著熔化时进行严重事故的管理操作。但是，采用堆芯出口高温作为事故严重恶化的表征存在如下的缺陷：

1)触发时间晚，当监测到堆芯出口高温的时候，意味着堆芯已经严重失水，堆芯上部已经丧失冷却，燃料棒的局部温度往往已经达到上千度，燃料棒已经发生破损或者将在很短时间内发生局部熔化，此时操纵员再实施干预已经较晚，包裹在燃料棒中的放射性物质——特别是放射性气体，已经释放进入一回路或者安全壳，导致辐射剂量升高；

2)探测不均匀，一般堆芯温度探测分为4个区，在每个区里面布置若干个热电偶，在实际中，为了防止误判，需要探测到至少2个通道高温才进行高温判定，实际上，由于堆芯尺寸较大，且各个位置处的功率并不相同，堆芯升温并不均匀，存在某些局部区域温度已经较高，但并不会被判定为堆芯高温的可能。

发明内容

为了解决上述问题，本公开提出了一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统及其控制方法，基于堆芯液位信号触发实现非能动注水，可靠性高，能够有效应对即将发生的堆芯熔化事故，预防堆芯熔化或者在堆芯熔化后缓解其后果。

根据一些实施例，本公开的第一方案提供了一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，采用如下技术方案：

一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，采用密闭的安全壳结构，包括：

反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；

注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。

作为进一步的技术限定，所述反应堆隔间的底部与所述安全壳之间通过混凝土填充。

作为进一步的技术限定，所述反应堆隔间的底面与所述压力容器之间设置有水淹没间隙。

作为进一步的技术限定，所述分级卸压阀组采用至少两级卸压阀，所述卸压阀至少包括第一级卸压阀和第二级卸压阀。

作为进一步的技术限定，所述重力注水阀组采用两级阀门设置，包括常开式阀门和常闭式阀门，所述重力注水阀组的另一端先通过注水管贯穿所述反应堆隔间、再通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述压力容器上开设有与所述第一注水管的位置、大小均匹配的开孔。

进一步的，远离所述压力容器端的第一注水管通过注水管与再循环阀相连通，所述再循环阀通过再循环阀阀体两侧的压力差自动开启或关闭。

作为进一步的技术限定，所述再循环阀采用单向阀。

作为进一步的技术限定，一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统还包括与所述液位计和所述分级卸压阀组均电连接的控制处理器；所述控制器接收所述液位计的检测信号，根据所接收的检测信号控制所述分级卸压阀组的开闭状态，实现所述压力容器的分级自动降压。

根据一些实施例，本公开的第二方案提供了一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，采用了第一方案中所提供的一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，采用如下技术方案：

一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，包括：

基于液位计获取压力容器内部的实时水位；

当发生破口事故时，压力容器内的水位下降；

当所获取的实时水位低于第一液位时，启动分级卸压阀组，进行压力容器的分级降压；

当压力容器内的实时水位低于第二液位时，重力注水阀组自动触发，注水箱向压力容器内注水，冷却堆芯；

如果基于第二液位的重力阀组注水无法实现堆内注水时，压力容器内的实时水位继续降低，当低于第三液位，打开手动注水阀，注水箱向反应堆隔间注水，当反应堆隔间内的水位高于第一注水管的高度时，基于再循环阀将水注入压力容器，冷却堆芯；

在冷却堆芯的过程中，堆芯衰变热将水蒸发形成水蒸汽，水蒸汽进入安全壳后通过冷却变成冷凝水，冷凝水回流至反应堆隔间内，从而维持反应堆隔间的液位高度，通过再循环管线注入堆芯，实现循环，缓解核反应堆事故。

作为进一步的技术限定，核反应堆发生事故前，压力容器内水位高于第一液位；所述第一液位位于所述压力容器的上部区域；所述第二液位设置在所述第一注水管位置处，所述第三液位设置在所述堆芯的顶部位置处。

与现有技术相比，本公开的有益效果为：

本公开根据压力容器内的实时液位自动触发重力注水阀组实现对压力容器的注水，提高触发准确性、可靠性和灵活性；设置分级卸压阀组，将一回路压力降低到能够将注水箱内的水进行重力注入压力容器，设置再循环装置，实现安全壳内的水循环；通过设置手动注水阀，在注水箱无法重力注入堆芯时，将水注入反应堆隔间，缓解核反应堆严重事故。

附图说明

构成本公开的一部分的说明书附图用来提供对本公开的进一步理解，本公开的示意性实施例及其说明用于解释本公开，并不构成对本公开的不当限定。

图1是本公开实施例一中的一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统的结构示意图；

图2是本公开实施例一中的注水后的一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统的结构示意图；

图3是本公开实施例二中的一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法的结构框图

其中，1、反应堆隔间，2、压力容器，3、堆芯，4、液位计，5、分级卸压阀组，6、注水箱，7、第一注水管，8、重力注水阀组，9、再循环阀，10、手动注水阀，11、安全壳，12、注水管。

具体实施方式

下面结合附图与实施例对本公开作进一步说明。

应该指出，以下详细说明都是例示性的，旨在对本公开提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本公开所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。

需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本公开的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非上下文另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合。

在本公开中，术语如“上”、“下”、“左”、“右”、“前”、“后”、“竖直”、“水平”、“侧”、“底”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，只是为了便于叙述本公开各部件或元件结构关系而确定的关系词，并非特指本公开中任一部件或元件，不能理解为对本公开的限制。

本公开中，术语如“固接”、“相连”、“连接”等应做广义理解，表示可以是固定连接，也可以是一体地连接或可拆卸连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连。对于本领域的相关科研或技术人员，可以根据具体情况确定上述术语在本实公开中的具体含义，不能理解为对本公开的限制。

在不冲突的情况下，本公开中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。

实施例一

本公开实施例一介绍了一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统。

如图1和图2所示的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，包括反应堆隔间1、压力容器2、堆芯3、液位计4、分级卸压阀组5、注水箱6、第一注水管7、重力注水阀组8、再循环阀9、手动注水阀10、安全壳11和注水管12；

具体的，反应堆隔间1，设置在密闭的安全壳11内，包括压力容器2、设置在压力容器内部的堆芯3和液位计4，以及设置在压力容器2上部的分级卸压阀组5；反应堆隔间13的底面与压力容器2之间的孔隙为水淹没间隙；

液位计4用于测量压力容器2内的液位，可非连续测量或者连续测量不同高度的液位，采用不同原理组合方式进行测量，以防止发生共因失效，即第一测量方式和第二测量方式；其中，所述第一测量方式是压差法测量，由于新型反应堆设计如一体化堆不在压力容器2下部开孔，使得压差法液位测量的范围受到限制，本发明中考虑在压力容器第一注水管7上进行引压，采用压差式测量，即压差法测量可以测得的最低液位是第一注水管7的高度；第二测量方式是采用温差式测量，即在液位计4内设置自发热式热电偶，与设置在外部的参考热电偶之间的温差实现测量，其基本原理是利用液体和蒸汽的传热能力差异，当热电偶所处位置发生裸露时，传热能力下降，使得热电偶所在的局部位置处温度升高，形成更高的电位差。由于热电偶可以布置在堆芯内不同高度，从而可以实现不同高度的液位测量。第一测量方式和第二测量方式的测量范围可以有重合，在重合区域可以相互校准采用。

在本实施例中，反应堆隔间1的底部与安全壳11之间通过混凝土填充。

在本实施例中，分级卸压阀组5采用两级卸压阀，包括第一级卸压阀和第二级卸压阀；在液位计4测得的实时水位信号后，当所得到的实时水位低于第一液位时，在控制器的作用下分级卸压阀组5将自动打开阀门，进行降压；降压分为2级，阀门尺寸可以相同也可以不同；其中第一级阀门尺寸不大于第二级；分级卸压阀组5的卸压能力足够强，完全卸压后压力容器2的内外压差小于注水箱6中的水位(或安全壳11淹没后的水位)与第一注水管7之间的高度差形成的压差。

重力注水阀组8采用两级阀门设置，包括常开式阀门和常闭式阀门，当压力容器2内的实时水位低于第二液位时，重力注水阀组8自动触发，注水箱6向压力容器2内注水，冷却堆芯3；重力注水阀组8的一端与注水箱6相连，另一端与第一注水管7与压力容器2相连通，压力容器2上开设有与第一注水管7的位置、大小均匹配的开孔。

在本实施例中，第一液位设置在压力容器2的上部区域，第二液位在第一注水管7的位置处，第三液位在堆芯3的顶部；在其他实施例中，第一液位、第二液位和第三液位可根据需要在一定范围内调整。

注水箱6设置在反应堆隔间1的一侧，其底部高于压力容器2的顶端，注水箱6的底部设置有注水管12，远离注水箱6的注水管12一侧与重力注水阀组8的一端相连通，重力注水阀组8的另一端通过第一注水管7与压力容器2相连通，重力注水阀组8的另一端还通过注水管12与再循环阀9相连通；远离注水箱6的注水管12一侧还与手动注水阀10与反应堆隔间1相连通；远离压力容器2端的第一注水管7与再循环阀9相连通，再循环阀9通过再循环阀阀体两侧的压力差自动开启或关闭；再循环阀9采用单向阀。

实施例二

在实施例一中所介绍的一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统的基础上，本公开实施例二介绍了一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法。

如图3所示的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，包括：

基于液位计获取压力容器内部的实时水位；

当发生压力容器或相连管道破口时，压力容器内的水位下降；

当所获取的实时水位低于第一液位时，启动分级卸压阀组，进行压力容器的分级降压；

当压力容器内的实时水位低于第二液位时，重力注水阀组自动触发，注水箱向压力容器内注水，冷却堆芯；

当压力容器内的实时水位低于第三液位时，打开手动注水阀，注水箱向反应堆隔间内注水，当反应堆隔间内的水位高于第一注水管的高度时，基于再循环阀将水注入压力容器，冷却堆芯；当再循环阀也发生失效时，反应堆隔间内的水将直接冷却压力容器壁面，冷却熔化的堆芯，实现对严重事故的缓解；

在冷却堆芯的过程中，堆芯衰变热使水蒸发产生水蒸汽，水蒸汽进入安全壳后被冷却成冷凝水，冷凝水回流至反应堆隔间内的水淹没间隙，从而维持反应堆隔间的液位高度，通过再循环管线注入堆芯，实现循环，缓解核反应堆严重事故。

作为一种或多种实施方式，核反应堆严重事故发生前，压力容器内水位高于第一液位；所述第一液位位于压力容器的顶部区域，且低于分级卸压阀组5的高度；所述第二液位设置在所述第一注水管位置处，所述第三液位设置在所述堆芯的顶部位置。

当注水箱6中的水注入压力容器2后，堆芯3有衰变热存在，将水蒸发，水蒸汽压力容器2的边界破口或者分级卸压阀组5以蒸汽形式排放进入安全壳11，蒸汽在安全壳11内被冷凝成水，回流至安全壳11下部的水淹没间隙。压力容器2处于水淹没间隙中，当注水箱6内的水消耗完时，汇集在反应堆隔间1的水的水位已经高于第一注水管7，此时，再循环阀9在压力容器2侧的压力较低，再循环阀9自动开启，实现水的再循环，注入压力容器2以冷却堆芯3。

若由于某种原因导致向压力容器2内注水失败，使得压力容器2的液位持续降低，堆芯3即将或者已经发生裸露，根据第三水位信号操纵员手动开启手动注水阀10，注水箱6内的水依靠重力进入反应堆隔间1，再通过再循环阀门9以及第一注水管7注入压力容器2；

堆芯3的衰变热将水加热形成蒸汽，蒸汽通过破口出或者分级卸压阀组5排入安全壳11，并在安全壳11内冷凝成水，依靠重力汇集在压力容器隔间1，维持隔间水位，依靠重力通过再循环阀9及第一注水管7注入压力容器2，实现循环，带出堆芯3的热量，实现堆芯3的长期冷却，防止严重事故的发生。

倘若重力注水阀组8以及再循环阀9都发生失效，此时水注入压力容器2失败，则堆芯3由于没有水冷却而发生熔化，堆芯3迁移进入压力容器2的下部，依靠反应堆隔间1内的水直接冷却压力容器2壁面，从而冷却熔化的堆芯，保持压力容器2的完整性，防止熔化的堆芯2进入安全壳11，避免大量放射性物质进入环境，缓解了严重事故后果。

在事故缓解过程中，先尝试触发重力注水阀组8，如果重力注水阀组8成功注入堆芯，那么堆芯已经实现冷却，事故缓解，如果通过8的路径失败，那么堆芯继续失水，堆内液位降低到第三液位的时候，此时手动触发手动注水阀10，将水注入水淹没间隙的隔间，缓解严重事故。

重力注水阀组8的触发可以将水直接注入堆芯，有利于堆芯直接冷却；若重力注水阀组8失败，则再触发手动注水阀10，手动注水阀10被触发后，水通过再循环阀9进入堆芯进行直接冷却，也可通过压力容器2的壁面来冷却熔化的堆芯。

本实施例根据压力容器内的实时液位自动触发重力注水阀组实现对压力容器的注水，提高触发准确性、可靠性和灵活性；设置分级卸压阀组，将一回路压力降低到能够将注水箱内的水进行重力注入压力容器，设置再循环装置，实现安全壳内的水循环；通过设置手动注水阀，保障反应堆隔间1内的水位，预防或缓解核反应堆严重事故。

以上所述仅为本公开的优选实施例而已，并不用于限制本公开，对于本领域的技术人员来说，本公开可以有各种更改和变化。凡在本公开的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本公开的保护范围之内。

上述虽然结合附图对本公开的具体实施方式进行了描述，但并非对本公开保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本公开的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本公开的保护范围以内。

Claims (10)

1.一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，采用密闭的安全壳结构，其特征在于，包括：

反应堆隔间，设置在所述安全壳内，包括压力容器、设置在所述压力容器内部的堆芯和液位计，以及设置在所述压力容器上部的分级卸压阀组；

注水箱，设置在所述反应堆隔间的一侧，其底部高于所述压力容器的顶端，所述注水箱的底部设置有注水管，远离所述注水箱的注水管一侧与重力注水阀组的一端相连通，所述重力注水阀组的另一端通过第一注水管与所述压力容器相连通，所述重力注水阀组的另一端还通过注水管与再循环阀相连通；远离所述注水箱的注水管一侧还通过手动注水阀与所述反应堆隔间相连通。

2.如权利要求1中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，处于所述安全壳底部的反应堆隔间与所述安全壳之间通过混凝土填充，反应堆隔间位于安全壳底部区域。

3.如权利要求1中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，所述分级卸压阀组采用至少两级卸压阀，所述卸压阀至少包括第一级卸压阀和第二级卸压阀；所述第一级卸压阀尺寸不大于所述第二级卸压阀尺寸。

4.如权利要求1中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，所述重力注水阀组采用两级阀门设置，包括常开式阀门和常闭式阀门，所述重力注水阀组的一端与所述主水箱相连，另一端与所述第一注水管与所述压力容器相连通，所述压力容器上开设有与所述第一注水管的位置、大小均匹配的开孔。

5.如权利要求4中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，远离所述压力容器端的第一注水管通过注水管与再循环阀相连通，所述再循环阀通过再循环阀阀体两侧的压力差自动开启或关闭。

6.如权利要求1中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，所述再循环阀采用单向阀。

7.如权利要求1中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，还包括与所述液位计和所述分级卸压阀组均电连接的控制处理器；所述控制器接收所述液位计的检测信号，根据所接收的检测信号控制所述分级卸压阀组的开闭状态，实现所述压力容器的自动分级降压；所述控制器还控制所述重力注水阀组，控制注水箱向压力容器内注水。

8.一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，采用了如权利要求1-7中任一项所述的一体化核反应堆严重事故的预防缓解系统，其特征在于，包括：

基于液位计获取压力容器内部的实时水位；

当发生破口事故时，压力容器内的水位下降；

当所获取的实时水位低于第一液位时，打开分级卸压阀组，进行压力容器的分级降压；

当压力容器内的实时水位低于第二液位时，重力注水阀组自动触发，注水箱向压力容器内注水，冷却堆芯；

当注水箱注水失败，压力容器内的水位继续降低至第三液位时，手动打开注水阀，注水箱向反应堆隔间内注水，当反应堆隔间内的水位高于注水管的高度时，基于再循环阀将水注入压力容器，冷却堆芯；

在冷却堆芯的过程中，堆芯衰变热将水蒸发形成水蒸汽，水蒸汽进入安全壳后通过冷却变成冷凝水，冷凝水回流至反应堆隔间内，从而维持反应堆隔间的液位高度，通过再循环管线注入堆芯，实现循环，预防核反应堆严重事故。

9.如权利要求8中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，其特征在于，若所述重力注水阀组和所述再循环阀均失效，则水注入压力容器失败，堆芯因没有水冷却发生熔化，迁移进入压力容器的下部，依靠反应堆隔间内的水直接冷却压力容器壁面，冷却熔化的堆芯，保持压力容器的完整性，防止熔化的堆芯进入安全壳，缓解严重事故。

10.如权利要求8中所述的一种一体化核反应堆严重事故的预防缓解控制方法，其特征在于，核反应堆严重事故发生前，压力容器内水位高于第一液位；所述第一液位高于所述分级卸压阀组与所述压力容器的连接位置；所述第二液位设置在所述第一注水管位置处，所述第三液位设置在所述堆芯的顶部位置。