CN204029395U - 非能动自流量控制注水系统 - Google Patents
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Abstract
本实用新型公开一种非能动自流量控制注水系统，包括安注箱及容置于安注箱内并通过一出水管连通反应堆堆坑的自流量控制设备，自流量控制设备包括涡室、横管及立管组件，涡室呈中空结构且底部设有一流出口，横管、立管组件分别连通涡室的中空结构，且横管、立管组件连通涡室的位置及涡室的流出口的位置布局为使安注箱内的冷却水经横管、立管组件流入涡室的中空结构后形成漩涡并经流出口流出；立管组件内的流量随安注箱内液面的下降而降低，使涡室内的切向水流逐渐减小，自动调节涡室内涡旋的强度，进而将IVR注入管线上的流动阻力与注入压力变化趋势保持相对一致，使整个时间周期内具有相对稳定的注入流量，提高注入水利用率，且不需要依赖于外部动力。
Description
技术领域
本实用新型涉及核电站反应堆安全设备领域，尤其涉及一种适用于压水堆严重事故时的非能动自流量控制注水系统。
背景技术
核电的使用是人类在能源利用史上的一个重大突破，利用原子核的裂变反应，核电厂能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核燃料，这种低投入高产出的特性，使得人类日益重视对核能的利用，并不断加大在核能领域的研究开发，时至今日，核能已成为世界上许多国家的重要能源组成部分。然而，核电具有极高利用价值的同时，也可能带来很大的危害，在使用核电的过程中，如果保护不当而致使出现核泄漏等重大事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来极其严重的核污染灾害。
压水堆核电站中，一回路是指冷却水把核燃料放出的热能带出反应堆压力容器，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却水流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆压力容器，这样来回循环。而当压水堆发生堆芯熔融的严重事故后，通常通过压力容器外部注水淹没，以达到从压力容器外部冷却熔融堆芯，并将熔融堆芯滞留(In-Vessel Retention，简称IVR)在反应堆压力容器内，是一种重要的核电站严重事故缓解措施。由于堆芯熔融发生后，堆芯衰变热已相对稳定，因此IVR注入所需导出的热量也已经相对稳定，故对IVR注入流量的需求也相对稳定。
但现有IVR注水设计中，要么采用借助应急交流电源支持的能动注入系统，无法应对诸如完全丧失交流电源等超设计状况时的注入；要么采用高位水池或蓄压箱设计，通过水池或蓄压箱底部直连管道实现非能动IVR注水，而无需任何应急交流电源支持，但这种方式中注水流量前后阶段变化大，尤其是前期IVR水源利用率不高。
因此，有必要提供一种不需要依赖于外部动力、并能实现整个时间周期内相对稳定的注入流量，以提高注入水利用率。
实用新型内容
本实用新型的目的在于提供一种不需要依赖于外部动力、并能实现整个时间周期内相对稳定的注入流量，以提高注入水利用率。
为实现上述目的，本实用新型的技术方案为：提供一种非能动自流量控制注水系统，适用于对安全壳内的反应堆堆坑注水，其包括安注箱及自流量控制设备，所述自流量控制设备容置于所述安注箱内并通过一出水管连通所述反应堆堆坑，其中，所述自流量控制设备包括涡室、横管及立管组件，所述涡室呈中空结构且底部设有一流出口，所述流出口与所述出水管连通，所述横管、所述立管组件分别连通所述涡室的中空结构，且所述横管、所述立管组件连通所述涡室的位置及所述涡室的流出口的位置布局为使所述安注箱内的冷却水经所述横管、所述立管组件流入所述涡室的中空结构后形成漩涡并经所述流出口流出。
较佳地，所述立管组件包括第一连接管及与所述第一连接管相连通的多个不同高度的立管，所述第一连接管连通所述涡室的中空结构；立管组件包括不同高度的多个立管，在IVR注入初期，由于安注箱内冷却水液面较高，立管都在液面以下，此时立管流量最大；涡室内，受立管组件的切向水流的影响，涡室内汇流形成的涡旋最强，流阻最大，尽管初始位差最大或初始蓄压最高，但IVR注入流量却受到抑制，不会太高，提高注入水的利用率，随冷却水液面降低，立管组件内流量组件降低，涡室内，由于切向水流减小，涡旋减弱，流阻减小，因此一直保持IVR注入流量在要求数值附近。
较佳地，所述第一连接管所在的直线与所述横管所在的直线相交，且交点位于所述横管与所述流出口之间。因此，经第一连接管流入涡室内的冷却水与经横管流入涡室的冷却水汇流后形成涡旋，且立管组件的流量越大，汇流流向偏离涡室中心越大，则涡旋越强，流阻越大，进而使涡室的流出量反而越小，从而使注入初期的流出量得到抑制，提高反应堆堆坑的注入水的利用率。
较佳地，所述横管平行于所述安注箱的底面设置，所述第一连接管平行于所述安注箱的底面设置，且所述第一连接管垂直于所述横管并位于所述横管与所述流出口之间；且横管布置在靠近涡室的底部，使得在IVR整个注入过程中始终保持有流量进入涡室；经第一连接管流入涡室内的冷却水与经横管流入涡室的冷却水汇流后形成涡旋，且立管组件的流量越大，汇流流向偏离涡室中心越大，则涡旋越强，流阻越大，进而使涡室的流出量反而越小，从而使注入初期的流出量得到抑制，提高反应堆堆坑的注入水的利用率。
较佳地，多个所述立管均垂直于所述安注箱的底面设置并分别连通所述第一连接管，且多个所述立管均位于所述第一连接管的上方。
较佳地，所述立管组件还包括第二连接管，所述第二连接管与所述第一连接管的一端相连通，所述第一连接管的另一端与所述涡室的中空结构相连通，多个所述立管分别与所述第二连接管相连通且均位于所述第二连接管的上方。
较佳地，所述横管所在的直线与所述出水管所在的直线相交；使横管内冷却水的流出方向为涡室中心的流出口，构成IVR注入流量的主要部分。
较佳地，所述涡室呈中空圆柱形结构，所述流出口位于所述涡室的底面的中心位置处，所述横管平行于所述涡室的底面的半径方向设置，使横管的出水口正对流出口，即横管内冷却水的流入方向为涡室中心的流出口，构成IVR注入流量的主要部分。
较佳地，所述出水管上还设置有隔离阀；使用中隔离阀常关，其是整个系统的启动阀门。
较佳地，所述安注箱为高位水池或/和蓄压箱；将自流量控制设备直接在现有IVR注入的高位水池或蓄压箱内使用，无需对现有设计做重大修改；当发生严重事故后，在重力位差或背压差驱动下，冷却水经横管和立管组件分别进入涡室汇流后，流入反应堆堆坑，冷却压力容器外部，实现堆芯熔融物压力容器内滞留，实现IVR的非能动注入，不需要借助任何外部应急交流电源或机械转动部件，系统可靠性高。
较佳地，所述高位水池设置于所述安全壳内且高于所述反应堆堆坑，所述高位水池呈敞口结构；敞口结构的高位水池与安全壳内大气相通，保持压力平衡。
较佳地，所述蓄压箱设置于所述安全壳内或所述安全壳外，且所述蓄压箱呈闭口结构，所述蓄压箱内具有初始蓄压；由于蓄压箱与事故后的安全壳内常常存在较大背压差，故需要设置一定的初始蓄压才可以满足IVR注入要求，因此蓄压箱由蓄压气体保持一定的初始压力。
与现有技术相比，由于本实用新型的非能动自流量控制注水系统，包括安注箱及容置于安注箱内的自流量控制设备，自流量控制设备并通过一出水管连通反应堆堆坑，其中，自流量控制设备包括涡室、横管及立管组件，所述涡室呈中空结构且底部设有一流出口，流出口与出水管连通，所述横管、立管组件分别连通涡室的中空结构，且横管、立管组件连通涡室的位置及涡室的流出口的位置布局为使安注箱内的冷却水经横管、立管组件流入所述涡室的中空结构后形成漩涡并经所述流出口流出。事故时，在重力位差或背压差驱动下，冷却水经横管、立管组件进入涡室内汇流后，流入反应堆堆坑以冷却压力容器外部，实现堆芯熔融物压力容器内滞留，不需要借助任何外部应急交流电源或机械转动部件，系统可靠性高；且横管、立管组件连通涡室的位置及涡室的流出口的位置布局，使冷却水经横管、立管组件流入所述涡室的中空结构后形成漩涡并经流出口流出，而立管组件内的流量随安注箱内液面的下降而降低，从而使涡室内的切向水流逐渐减小，因此自动调节涡室内涡旋的强度，进而将IVR注入管线上的流动阻力与注入压力变化趋势保持相对一致，进而使整个IVR注入的时间周期内具有相对稳定的注入流量，达到满足IVR注入流量要求的前提下，节约IVR冷却水，提高IVR水的利用率及系统可靠性，节约电厂建造成本。
附图说明
图1是本实用新型非能动自流量控制注水系统的结构示意图。
图2是图1中安注箱及自流量控制设备的放大示意图。
图3是图2中涡室的截面示意图。
图4是图3中涡室内的工作原理示意图一。
图5是图3中涡室内的工作原理示意图二。
图6是图3中涡室内的工作原理示意图三。
图7是图3中涡室内的工作原理示意图四。
具体实施方式
现在参考附图描述本实用新型的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。
如图1所示，本实用新型所提供的非能动自流量控制注水系统100，适用于对安全壳110内的反应堆堆坑120注水，其中，反应堆堆坑120内容置有压力容器130。
所述非能动自流量控制注水系统100包括安注箱140及自流量控制设备150，所述安注箱140设于安全壳110内或安全壳110外，所述自流量控制设备150容置于所述安注箱140内并通过一出水管160连通所述反应堆堆坑120；事故时，在重力位差或背压差驱动下，安注箱140内的冷却水经自流量控制设备150后，再经出水管160流入反应堆堆坑120，以冷却压力容器130外部，实现堆芯熔融物压力容器130内滞留，不需要借助任何外部应急交流电源或机械转动部件，系统可靠性高；且自流量控制设备150可将IVR注入管线上的流动阻力与注入压力变化趋势保持相对一致，进而使整个IVR注入过程中的流量相对稳定，达到满足IVR注入流量要求的前提下，节约冷却水水源，提高冷却水的利用率。
具体地，所述出水管160上还设置有隔离阀161，使用中隔离阀161常关，其是整个系统的启动阀门。
再次参阅图1所示，本实用新型中，安注箱140为设置于所述安全壳110内的高位水池或设置于所述安全壳110外的蓄压箱；因此，将自流量控制设备150直接在现有IVR注入的高位水池或蓄压箱内使用，从而无需对现有设计做重大修改。
具体地，设置于安全壳110内的高位水池呈敞口结构，且高位水池高于反应堆堆坑120，由于该高位水池与反应堆堆坑120同处安全壳110内的背压环境，两者之间不存在背压差，因此只需位差即可实现有效注入，故呈敞口结构的高位水池与安全壳110内的大气相通，保持压力平衡。
而设置于安全壳110外的蓄压箱则呈闭口结构，且所述蓄压箱内具有初始蓄压；由于蓄压箱设置于安全壳110外，蓄压箱与事故后的安全壳110内部之间常常存在较大的背压差，故需要设置一定的初始蓄压才可以满足IVR注入要求，因此设计闭口结构的蓄压箱，并由蓄压气体保持一定的初始压力。当然，蓄压箱也可以设置于安全壳110内。
可以理解地，也可以在安全壳110内设置高位水池，同时在安全壳110内或安全壳110内外设置蓄压箱，并在高位水池和蓄压箱内分别设置自流量控制设备150，同样不影响本实用新型技术方案的实现。
结合图1-图3所示，所述自流量控制设备150包括涡室151、横管152及立管组件153，所述涡室151呈中空结构且底部设有一流出口1511，所述流出口1511与所述出水管160连通，出水管160贯穿安注箱140的底壁并连通反应堆堆坑120；所述横管152、立管组件153分别连通涡室151的中空结构，且横管152、立管组件153连通所述涡室151的位置及涡室151的流出口1511的位置布局为使所述安注箱140内的冷却水经所述横管152、所述立管组件153流入所述涡室151的中空结构后形成漩涡并经所述流出口1511流出。
其中，所述横管152所在的直线与所述出水管160所在的直线相交；所述立管组件153包括第一连接管1531及与所述第一连接管1531相连通的多个不同高度的立管1533；所述第一连接管1531连通所述涡室151的中空结构，述第一连接管1531所在的直线L1与所述横管152所在的直线L2相交，且交点O位于所述横管152与所述流出口1511之间(见图3所示)。使用时，安注箱140内具有冷却水，并使自流量控制设备150全部淹没于冷却水中，事故发生时，冷却水经立管1533、第一连接管1531及所述横管152流入所述涡室151的中空结构后，经第一连接管1531、横管152流入的冷却水相互作用形成漩涡并经所述流出口1511、出水管160注入所述反应堆堆坑120。
继续结合图1-图3所示，具体地，所述涡室151设置于靠近安注箱140的底面位置，所述涡室151呈中空圆柱形结构，所述流出口1511位于所述涡室151的底面的中心位置处，即流出口1511位于涡室151的底面的圆心位置处。横管152设置在靠近涡室151的底面的位置处，且所述横管152平行于所述安注箱140的底面设置，所述横管152的一端连通所述涡室151的中空结构，所述横管152的另一端位于所述安注箱140内，所述横管152的位于安注箱140内的一端形成所述入水口1521，所述横管152的连通涡室151的中空结构的一端形成所述出水口1522；并且所述横管152平行于所述涡室151的底面的半径方向设置，从而使横管152所在的直线L2与出水管160所在的直线相交；因此，使横管152内冷却水的流出方向为涡室151中心的流出口1511，构成IVR注入流量的主要部分；而横管152布置在靠近涡室151的底面的位置，使得在整个IVR注入过程中始终保持有流量进入涡室151。
再次参阅1-图3所示，所述第一连接管1531平行于所述安注箱140的底面设置，且所述第一连接管1531垂直于所述横管152并位于流出口1511与横管152之间，即第一连接管1531平行于涡室151的一切线方向设置，且该切线垂直于横管152，从而使第一连接管1531所在的直线L1与横管152所在的直线L2垂直，第一连接管1531内冷却水的流出方向平行于涡室151的切线方向，经第一连接管1531流出的冷却水与横管152流出的冷却水汇流后形成涡旋。多个所述立管1533均垂直于所述安注箱140的底面设置并分别连通所述第一连接管1531，且多个所述立管1533均位于所述第一连接管1531的上方，从而使安注箱140内的冷却水能自动经立管1533流入第一连接管1531，再流出至涡室151内。多个不同高度的立管1533设置，在IVR注入初期，安注箱140内冷却水的液面较高，全部立管1533都在液面以下，此时立管1533流量最大，冷却水经立管1533、第一连接管1531后流入涡室151内，并与经横管152流入涡室151的冷却水汇流后形成涡旋，此时立管组件153的流量最大，受立管组件153的切向水流的影响，汇流流向偏离涡室151的中心越大，则涡室151内汇流形成的涡旋越强，流阻越大，进而使涡室151的流出量反而越小，因此，尽管初始时位差最大或初始蓄压最高，但IVR注入初期的流出量得到抑制，不会太高，提高反应堆堆坑120的注入水的利用率，随着冷却水液面降低，立管组件153内流量逐渐降低，涡室151内切向水流减小，涡旋减弱，流阻减小，因此一直保持IVR注入流量在要求数值附近。
优选地，所述立管组件153还包括第二连接管1532，所述第二连接管1532与所述第一连接管1531的一端相连通，所述第一连接管1531的另一端与所述涡室151的中空结构相连通，多个所述立管1533分别与所述第二连接管1532相连通且均位于所述第二连接管1532的上方。
下面结合图1-图7所示，对本实用新型非能动自流量控制注水系统100的工作原理及过程进行说明。
当发生严重事故后，开启隔离阀161，在重力位差或背压差驱动下，冷却水经横管152、立管组件153分别进入涡室151汇流后，再经过出水管160流入反应堆堆坑120内以迅速淹没压力容器130，从而冷却压力容器130外部，实现堆芯熔融物压力容器130内滞留，实现IVR的非能动注入，不需要借助任何外部应急交流电源或机械转动部件，系统可靠性高。
如图4所示，在IVR注入的初期，由于高位水池或蓄压箱内的冷却水液面较高，所有立管1533均在液面以下，此时立管1533内的流量最大，冷却水经过立管1533、第二连接管1532、第一连接管1531流入涡室151内后，受立管1533切向水流的影响，涡室151内汇流涡旋最强，流阻也最大，因此，尽管初始时位差最大或初始蓄压最高，但IVR注入的流量受到抑制，不会太高，提高注入水利用率。
如图5、图6所示，随着高位水池或蓄压箱内的冷却水液位的持续下降，高度较高的部分立管1533开始逐步裸露，立管1533内的流量相对初始状态逐步降低，对于涡室151内，由于切向水流减小，涡旋减弱，流阻减小，此时，尽管位差减小或蓄压随着气体膨胀而减小，但涡室151内的流阻也相应减小，故可以基本保证IVR注入流量在要求数值附近。
如图7所示，最终所有立管1533全部裸露后，涡室151内无切向水流，冷却水只能经横管152进入涡室151，涡室151内不再有涡旋，流阻急剧减小，此时，尽管位差最小或蓄压最低，但由于涡室151内的流阻也相应最小，故仍可以保证相对稳定的IVR注入流量。
结合图4-图7所示，通过自流量控制设备150的立管1533自动产生并调节涡室151内涡旋的强度，进而将IVR注入管线上流动阻力与注入压力变化趋势保持相对一致，进而保证整个IVR注入过程中流量相对稳定，达到满足IVR注入流量要求前提下，节约冷却水水源，提高IVR的可靠性，节约电厂建造成本。
由于本实用新型的非能动自流量控制注水系统100，包括安注箱140及容置于安注箱140内的自流量控制设备150，自流量控制设备150并通过一出水管160连通反应堆堆坑120，其中，自流量控制设备150包括涡室151、横管152及立管组件153，所述涡室151呈中空结构且底部设有一流出口1511，流出口1511与出水管160连通，所述横管152、立管组件153分别连通涡室151的中空结构，且横管152、立管组件153连通涡室151的位置及涡室151的流出口1511的位置布局为使安注箱140内的冷却水经横管152、立管组件153流入所述涡室151的中空结构后形成漩涡并经流出口1511流出。事故时，在重力位差或背压差驱动下，冷却水经横管152、立管组件153进入涡室151内汇流后，流入反应堆堆坑120，冷却压力容器130外部，实现堆芯熔融物压力容器130内滞留，不需要借助任何外部应急交流电源或机械转动部件，系统可靠性高；立管组件153内的流量随安注箱140内液面的下降而降低，从而使涡室151内的切向水流逐渐减小，因此自动调节涡室151内涡旋的强度，进而将IVR注入管线上的流动阻力与注入压力变化趋势保持相对一致，进而使整个IVR注入的时间周期内具有相对稳定的注入流量，达到满足IVR注入流量要求的前提下，节约IVR冷却水，提高IVR水的利用率及系统可靠性，节约电厂建造成本。
以上所揭露的仅为本实用新型的优选实施例而已，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属本实用新型所涵盖的范围。
Claims (12)
1.一种非能动自流量控制注水系统，适用于对安全壳内的反应堆堆坑注水，其特征在于：包括安注箱及自流量控制设备，所述自流量控制设备容置于所述安注箱内并通过一出水管连通所述反应堆堆坑，其中，所述自流量控制设备包括涡室、横管及立管组件，所述涡室呈中空结构且底部设有一流出口，所述流出口与所述出水管连通，所述横管、所述立管组件分别连通所述涡室的中空结构，且所述横管、所述立管组件连通所述涡室的位置及所述涡室的流出口的位置布局为使所述安注箱内的冷却水经所述横管、所述立管组件流入所述涡室的中空结构后形成漩涡并经所述流出口流出。
2.如权利要求1所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述立管组件包括第一连接管及与所述第一连接管相连通的多个不同高度的立管，所述第一连接管连通所述涡室的中空结构。
3.如权利要求2所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述第一连接管所在的直线与所述横管所在的直线相交，且交点位于所述横管与所述流出口之间。
4.如权利要求2所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述横管平行于所述安注箱的底面设置，所述第一连接管平行于所述安注箱的底面设置，且所述第一连接管垂直于所述横管并位于所述横管与所述流出口之间。
5.如权利要求4所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：多个所述立管均垂直于所述安注箱的底面设置并分别连通所述第一连接管，且多个所述立管均位于所述第一连接管的上方。
6.如权利要求4所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述立管组件还包括第二连接管，所述第二连接管与所述第一连接管的一端相连通，所述第一连接管的另一端与所述涡室的中空结构相连通，多个所述立管分别与所述第二连接管相连通且均位于所述第二连接管的上方。
7.如权利要求1所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述横管所在的直线与所述出水管所在的直线相交。
8.如权利要求1所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述涡室呈中空圆柱形结构，所述流出口位于所述涡室的底面的中心位置处，所述横管平行于所述涡室的底面的半径方向设置。
9.如权利要求1所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述出水管上还设置有隔离阀。
10.如权利要求1所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述安注箱为高位水池或/和蓄压箱。
11.如权利要求9所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述高位水池设置于所述安全壳内且高于所述反应堆堆坑，所述高位水池呈敞口结构。
12.如权利要求9所述的非能动自流量控制注水系统，其特征在于：所述蓄压箱设置于所述安全壳内或所述安全壳外，且所述蓄压箱呈闭口结构，所述蓄压箱内具有初始蓄压。
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| CN109448873A (zh) * | 2018-12-04 | 2019-03-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种改进型安注箱 |
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2014
- 2014-07-30 CN CN201420425909.7U patent/CN204029395U/zh not_active Withdrawn - After Issue
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104112482A (zh) * | 2014-07-30 | 2014-10-22 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动自流量控制注水系统 |
| CN109448873A (zh) * | 2018-12-04 | 2019-03-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种改进型安注箱 |
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| Date | Code | Title | Description |
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| GR01 | Patent grant | ||
| C56 | Change in the name or address of the patentee | ||
| CP01 | Change in the name or title of a patent holder |
Address after: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506) Patentee after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE Patentee after: China General Nuclear Power Corporation Address before: 518000 Guangdong province Futian District Shangbu Road West of the city of Shenzhen Shenzhen science and technology building 15 layer (1502-1504, 1506) Patentee before: Zhongkehua Nuclear Power Technology Institute Co., Ltd. Patentee before: China General Nuclear Power Corporation |
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| AV01 | Patent right actively abandoned |
Granted publication date: 20141217 Effective date of abandoning: 20160928 |
|
| C25 | Abandonment of patent right or utility model to avoid double patenting |