CN1328731C

CN1328731C - 紧急堆芯冷却系统

Info

Publication number: CN1328731C
Application number: CNB2005100039252A
Authority: CN
Inventors: 佐藤崇; 及川弘秀
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2004-01-14
Filing date: 2005-01-12
Publication date: 2007-07-25
Anticipated expiration: 2025-01-12
Also published as: CN1641798A; US7835482B2; JP4381153B2; JP2005201742A; US20050220259A1

Abstract

本发明提供一种紧急堆芯冷却系统，其是针对ABWR的紧急堆芯冷却系统中提出的需要有一个最佳设计的要求，提供一种最适合第二代BWR成套设备的能将成本影响和配置影响进一步降低的最合适的紧急堆芯冷却系统。它是用2个分区构成能动紧急堆芯冷却系统的安全分区，上述各个安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

Description

紧急堆芯冷却系统

技术领域

本发明涉及沸水型原子能发电设备(BWR)的紧急堆芯冷却系统。

背景技术

至今已知的沸水型轻水原子反应堆(BWR)中的最新结构是新型改良型BWR(ABWR先进型沸水堆)。该ABWR的紧急堆芯冷却系统是作成3个分区而构成的，与这以前的只有2个分区的紧急堆芯冷却系统相比使安全性大幅度地加强，在这一点上是成功的。

下面，参照着图6和图7对该ABWR的紧急堆芯冷却系统的概要进行说明。

图6是表示以前的ABWR中所采用的由3个分区构成的紧急堆芯冷却系统的前置管路(フロントラィン)的说明图。在图6中，紧急堆芯冷却系统是在各个安全分区中设有：低压堆芯冷却系统(LPFL)1、余热去除系统(RHR)2、原子反应堆辅助冷却系统(RCW)3(图6中省略表示)、原子反应堆辅助海水冷却系统(RSW)4(该图中省略表示)和紧急用柴油发电机(DG)5。

而且，在第3安全分区设置着原子反应堆隔离时冷却系统(RCIC)7，在第1、第2安全分区还分别设置着高压堆芯浸水系统(HPCF)8。为了方便，这里将紧急堆芯冷却系统中图6所示范围内的系统机器称为前置管路。而这里所谓的安全分区是指安全设计上的空间区域，它是从安全上考虑的、在原子能发电站内万一发生火灾或溢水时，利用物理的分离壁加以分割的、设计成使发生的事故不影响到其他分割区域内的空间区域。

下面，参照着图7来说明如何冷却原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳内的热。图7是表示以前的ABWR紧急堆芯冷却系统的支承管路的说明图。

在图7中，将原子反应堆辅助冷却系统(RCW)3和原子反应堆辅助海水冷却系统(RSW)4设置成3组系统。在各组系统的相同机器上标着相同的符号。12表示RHR热交换器、14表示RCW泵、15表示RSW泵。而21表示紧急用HVAC和紧急用辅机、22表示IA、CRD泵等、23表示密封外壳内机器(RIP·DWC)、24表示常用辅机、25表示RCW回路(循环管路)。

在该系统中，由于LPFL1和RHR2共用泵，使原子反应堆内的堆水或原子反应堆一次密封外壳内的压力抑制池水进行循环而通到RHR热交换器(RHR Hx)12，因而具有能使原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳冷却的功能。导入到RHR Hx12的原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳内的热由RCW3加以冷却、又用RSW4将导入到RCW热交换器(RCW Hx)13中的热导入到海水里。

由于在ABWR中是如上所述地、将冷却原子反应堆和原子反应堆一次密封外壳的紧急堆芯冷却系统设置成3个分区，因而与它以前的堆型相比较，具有能使在原子反应堆冷却上失败的事故的发生概率大幅度降低的优点。为了方便，在下面的说明中，将RCW3和RSW4称为紧急堆芯冷却系统的支承管路。

但是，由于这样构成的ABWR的原子反应堆冷却系统中，成本分配比例最高的RCW3管路需要3个回路，因而与这以前的原子反应堆冷却系统相比就不能指望成本降低。

为了解决该问题，曾经提出过一个方案(参照专利文献1)，它是将原子反应堆冷却系统作成2个回路结构，如图8所示，前置管路是制成4个分区结构的4个不完全分区结构的紧急堆芯冷却系统。

由此，与ABWR的3个完全分区结构的紧急堆芯冷却系统相比较，就能指望使经济性、运转率和安全性等进一步提高。

【专利文献1】日本专利特开2000-275380号

然而，在上述4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统中，由于前置管路是4个分区结构，因而有前置管路的系统个数变得冗长的问题。而且还必需配备4个紧急用电源，会使成本和配置受到影响。

特别是第二代的BWR成套设备的方针是为了使安全性进一步提高，与能动紧急堆芯冷却系统完全独立地设置非能动安全壳冷却系统(PCCS)，以使得即使在紧急堆芯冷却系统完全丧失功能的情况下，也能维持原子反应堆一次密封外壳的冷却和健全性(稳固性)。这样，第二代BWR成套设备的多重防护功能就能达到极高的水平。

而且，最近还发明了兼有双重存储功能和空气冷却功能的划时代的原子反应堆密封外壳，使第二代BWR成套设备的安全性变得极高。即、在上述PCCS的水源枯竭之后，还能由外界大气使原子反应堆密封外壳自然冷却。这种第二代的原子反应堆密封外壳具有紧凑的结构，能将能动机器或热交换器存储在原子反应堆一次密封外壳下部的机器室内。但是，以前能动ECCS系统结构中的机器数量较多，当设置在这样结构紧凑的密封外壳内部时，在配置方面有很大的问题。

鉴于上述的状况，在上述ABWR和4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统中需要进一步作出最佳设计，本发明的一个主要目的是提供一种最适用于第二代BWR成套设备的、能使对成本的影响和对配置的影响进一步降低的最佳的紧急堆芯冷却系统。

发明内容

为了解决上述现有技术存在的问题而作出的本申请第1个发明所提供的紧急堆芯冷却系统，其是没有外部再循环管路的BWR成套设备的紧急堆芯冷却系统，具有能动紧急堆芯冷却系统，所述能动紧急堆芯冷却系统的安全分区由2个分区构成，上述各安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、和1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

本申请第2个发明所提供的紧急堆芯冷却系统中，在每个安全分区中设置有紧急用柴油发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

本申请第3个发明所提供的紧急堆芯冷却系统中，在第1安全分区设置有紧急用柴油发电机、在第2安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

本申请第4个发明所提供的紧急堆芯冷却系统中，在每个安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

本申请第5个发明所提供的紧急堆芯冷却系统中，还设有第3安全分区，在该第3安全分区中设有非能动冷却系统。

本申请第6个发明所提供的紧急堆芯冷却系统中，被设置在第3安全分区中的非能动冷却系统是非能动安全壳冷却系统和隔离电容器。

如果采用本发明，则能最简单而且高可靠性地提供一种最适于第二代的BWR成套设备的兼有非能动安全系统和能动ECCS的混合安全系统。即、能将能动ECCS的泵的台数和RHR热交换器的个数大幅度地削减、能使配置设计受到的影响最小化。虽然在第二代的BWR成套设备上正在提出结构紧凑的二重密封外壳结构等方案，但利用本发明，就能得到将能动ECCS设置在密封外壳内的效果。

附图说明

图1是表示本发明紧急堆芯冷却系统的第1实施方式的前置管路的说明图。

图2是表示本发明紧急堆芯冷却系统的第1实施方式的安全性能的说明图。

图3是表示本发明紧急堆芯冷却系统的第2实施方式的前置管路的说明图。

图4是表示本发明紧急堆芯冷却系统的第3实施方式的前置管路的说明图。

图5是表示本发明紧急堆芯冷却系统的第3实施方式的支承管路的说明图。

图6是表示在以前的ABWR中所采用的紧急堆芯冷却系统的前置管路的说明图。

图7是表示在以前的ABWR的紧急堆芯冷却系统的支承管路的说明图。

图8是表示以前的4个不完全分区的紧急堆芯冷却系统的前置管路的说明图。

具体实施方式

下面，参照着图1～图5来说明本发明的实施方式。在图1～图5中，与以前例子所使用的图6和图7相同的部分都标上相同的符号，将重复部分的说明省略、只说明主要的部分。

首先，参照图1和图2，对本发明的紧急堆芯冷却系统的第1实施方式进行说明。

本实施方式是由2个分区来构成能动紧急堆芯冷却系统的安全分区，各个安全分区的结构是分别设有1个高压堆芯冷却系统、1个和余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

而且，在本实施方式中，作为对安全分区供电的紧急用电源在每个安全分区中设置有紧急用柴油发电机。

图1是表示本实施方式的高压堆芯冷却系统、低压堆芯冷却系统、余热去除系统和紧急用电源的结构的说明图，图2是表示本实施方式的安全性能的说明图。

如图1所示，本实施方式中，在第1安全分区中配置着作为高压堆芯冷却系统的HPCF8，并且还设置着作为低压堆芯冷却系统的LPFL1和RHR2。此外，在第2安全分区中也同样地配置着作为高压堆芯冷却系统的HPCF8，并设置着作为低压堆芯冷却系统的LPFL1和RHR2。

任何安全分区都设置着用作紧急用电源的紧急用柴油发电机(DG)5。当然可以取代DG5而使用紧急用燃气涡轮发电机(GTG)。在适合使用GTG的情况下不存在冷却水系统，能得到可靠性进一步提高的效果。

设置在各个安全分区中的紧急用电源也可以不是1×100％容量，而是2×50％容量。即、也可以设置2台小型的装置等。HPCF8是表示高压ECCS的一个示例，当然可以使用其他所有的高压ECCS。同样，也可以用其他所有的低压ECCS来代替LPFL1。

上述第1实施方式与以前例子不同点在于，将能动紧急堆芯冷却系统的安全分区只作成2个分区。由此，LPFL1和RHR2只成为2个系统，紧急用电源也只成为2台。不存在以前设置的RCIC。这样，与以前的ABWR的能动紧急堆芯冷却系统相比较，能得到经济性和配置性可大幅度提高的效果。

泵的台数被削减为合计4台，余热去除系统的热交换器被削减成2个。虽然以前的被称为BWR/4的成套设备形式的紧急堆芯冷却系统也是安全分区成2个分区，但大口径的外部再循环管路成为设计基准事故，在本实施方式所示系统结构中不满足安全基准。为此，泵的全部台数多到8至10台。

在本实施方式中，通过组合成ABWR以后的没有外部再循环管路的BWR成套设备，而能满足安全基准。在ABWR中采用内部再循环泵，而不存在外部再循环管路，将大口径的管路破裂等事故排除。因此能达到所谓在冷却材料丧失事故时完全不会发生堆芯露出的极优良安全性的水平。

在本实施方式中，在设计基准事故时，只用LPFL1系统进行堆芯冷却。但由于使ABWR的原子反应堆压力容器的长度增长2m左右，使其具有使内部持有水量增加的固有安全性，因而确认了只用LPFL1系统的堆芯注水是能维持堆芯浸水的。

将表示该状态的、发生设计基准冷却材料丧失事故时的原子反应堆内水位变化的解析结果在图2作为图表来表示。图2中，纵轴上表示设计基准冷却材料丧失事故时的护罩内水位，横轴上表示时间(秒)。从本实施方式可以看出，如图2所示那样，发生事故时的原子反应堆水位早期比堆芯有效燃料最上端还高，能切实维持堆芯浸水。

下面，参照着图3来说明本发明的第2实施方式。本实施方式是在每个安全分区设有紧急用燃气涡轮发电机(GTG)作为对安全分区进行供电的紧急用电源。图3是表示本实施方式中的高压堆芯冷却系统、低压堆芯冷却系统、余热去除系统和紧急用电源的结构的示意图。

如图3所示，在本实施方式中，也是在第1安全分区配置着作为高压堆芯冷却系统的HPCF8，并且还设置着作为低压堆芯冷却系统的LPFL1和RHR2。而且，在第2安全分区也同样地配置着作为高压堆芯冷却系统的HPCF8，并设置着作为低压堆芯冷却系统的LPFL1和RHR2。

在本实施方式中，虽然设置着紧急用柴油发电机(DG)5作为第1安全分区的紧急用电源，但使用了燃气涡轮发电机(GTG)6作为第2安全分区的紧急用电源。其他结构是与上述第1实施方式同样的。

在这样的第2实施方式中，也能得到由紧急用电源多样性的增加而使可靠性提高的效果。作为本实施方式的变形例，也可在每个安全分区中都设置紧急用燃气涡轮发电机，将它们作为对安全分区供电的紧急用电源。这样的结构也能得到与上述同样的效果。

下面，参照着图4来说明本发明的第3实施方式。本实施方式是在第3安全分区中设有非能动冷却系统。被设置在该第3安全分区的非能动冷却系统由非能动安全壳冷却系统和隔离电容器(isolationcondenser)构成。图4是表示本实施方式中的高压堆芯冷却系统、低压堆芯冷却系统、余热去除系统、紧急用电源、非能动冷却系统的结构示意图。

如图4所示，本实施方式是在第3安全分区中设置着作为非能动冷却系统的隔离电容器(IC)16、非能动安全壳冷却系统(PCCS)17。

在本实施方式中，由于设有隔离电容器(IC)16，因而即使在第1和第2安全分区的紧急用电源发生多重故障、又与此同时也丧失外部电源等的发生概率极低的全部交流电源丧失时，也能得到相对于这种现象而较长时间(譬如3天左右)地将成套设备维持在安全状态下的效果。

在本实施方式中，虽然余热去除系统(RHR)2只设置2个系统，与以前的ABWR的3个系统相比较会使密封外壳冷却的可靠性降低，但由于设置了PCCS17，因而能得到使可靠性更高的效果。

图5是表示本发明的第4实施方式中的原子反应堆辅助冷却系统(RCW)3和原子反应堆辅助海水冷却系统(RSW)4的结构示意图。

图5中，12是表示RHR热交换器、13是表示RCW热交换器、14是表示RCW泵、15是表示RSW泵。而21是表示紧急用HVAC和紧急用辅机、22是IA、CRD泵等、23是表示密封外壳内机器(RIP、DWC)、24是表示常用辅机、25是表示RCW回路(循环管路)。

在本实施方式中，RCW3的管路结构是由2个回路构成。RCW泵14是在各回路中分别设置2台。相对于RCW3的1个回路RSW4设置2个回路、合计设置4个回路。而RSW泵15是1个回路中设置1台。

可以进一步增加1个回路内的RCW泵14和RSW泵15的台数。在以前的ABWR的场合下，RCW3的管路结构是3个回路。而且系统容量是3×50％。与此相对在本实施方式中，将系统容量作成2×100％。与此相对应地将1个回路的容量从以前的50％增大到100％。

由于在本实施方式中各个回路中分别设置2台泵，因而形成泵容量为4×50％的结构，每1台增大成50％(以前每1台泵的容量是25％)，由此在本实施方式中，能动机器变成总共为4×50％的结构。

在这样构成的本实施方式中，相对于必须的100％容量，能动机器还保持2×50％的安全余量。其结果是即使假想在发生事故时再有一个故障或者待机除外的情况加在紧急堆芯冷却系统的能动机器的单一故障上，也能保持可维持安全性这种优良的性能。

这样，用成套设备运转时的概率论的安全评价(PSA)的结果可确认，与以前的ABWR相比较能大幅度地提高安全性。而且，除了RSW4待机之外，还可以在成套设备运行中进行机械的维护检修，因此不必在成套设备停止中进行维护检修。这样，由于在成套设备停止中对原子反应堆进行冷却的系统能完全处于待机状态，因而成套设备停止时的PSA的评价结果也是能大幅度地提高。

这样，由于在本实施方式中，泵等能动机器的容量每1台就是以前的2倍，因而相对于以前的设计能使整个系统的可靠性和安全性大幅度地提高。

这样，由于即使增大能动机器容量，也使RCW3的回路个数从以前的3个回路降低成2个回路，因而能大幅度地削减成本，当然也提高了整体的经济性。这是由于为了在原子能成套设备上实施质量极高而且耐振设计严格的管路设计，紧急堆芯冷却系统整体成本中RCW3的管路成本占有相当大的比例。

在本实施方式中，在检修工序中能有效地进行RSW4的在线维修，能使检修工作本身缩短。在以前必需用45天左右的时间使成套设备停止，而本实施方式能将其减少到30天以内。由此能提高成套设备的运转率，能提高成套设备的运转经济性。即、在本实施方式中能达到使成套设备的安全性和经济性同时大幅度提高的效果。

虽然在本实施方式中，说明的是每1个回路中的RCW泵14的台数为2台的例子，但当然还可以作成4台、6台等使系统的可靠性提高。同样，也可以使RSW4的回路个数和RSW泵15的个数进一步增加来提高系统的可靠性。

Claims

1.紧急堆芯冷却系统，其是没有外部再循环管路的BWR成套设备的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，具有能动紧急堆芯冷却系统，所述能动紧急堆芯冷却系统的安全分区由2个分区构成，上述各安全分区分别设有1个高压堆芯冷却系统、和1个与余热去除系统共同使用的低压堆芯冷却系统。

2.如权利要求1所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，在每个安全分区中设置有紧急用柴油发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

3.如权利要求1所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，在第1安全分区设置有紧急用柴油发电机、在第2安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

4.如权利要求1所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，在每个安全分区设置有紧急用燃气涡轮发电机，作为对上述安全分区供电的紧急用电源。

5.如权利要求1～3中任意一项所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，还设有第3安全分区，在该第3安全分区中设有非能动冷却系统。

6.如权利要求5所述的紧急堆芯冷却系统，其特征在于，被设置在第3安全分区中的非能动冷却系统是非能动安全壳冷却系统和隔离电容器。