CN204242601U - 非能动安全冷却系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开一种非能动安全冷却系统，包括补水箱、先进安注箱、内置换料水箱、泄压系统、非能动应急给水系统及非能动安全壳冷却系统，补水箱、先进安注箱、内置换料水箱、泄压系统均设于安全壳内并分别连通压力容器，非能动应急给水系统密封地贯穿安全壳并对应安全壳内的蒸汽发生器设置用于实现蒸汽发生器的给水回流及热量导出，非能动安全壳冷却系统密封地贯穿安全壳以将安全壳内的热量导出安全壳外。本实用新型不需要依靠能动系统及操纵员的干预，即可有效执行事故下堆芯反应性控制、余热导出和放射性物质包容等安全功能，保证堆芯能得到有效冷却并保持在安全停堆状态，提高核电站的安全性，同时大大减少核电厂的建造成本和运维费用。

Description

非能动安全冷却系统

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混凝土安全壳的非动能安全冷却系统。

背景技术

现役的压水堆核电站，安全壳广泛采用混凝土结构，由于混凝土本身的导热性能很差，且壁厚较厚，因此在事故后，不可能依靠混凝土安全壳本身来将壳内的热量迅速有效地排出至大气环境中。为此，一些核电站设置了能动的余热排出系统来实现堆芯余热的排出，但这些能动系统在发生全场断电等工况下需依赖外部动力，例如依赖昂贵的应急柴油机、整套能动的应急给水系统及整套能动的安全注入系统等，因此大大增加了设备数量，由此增加了设备购买、安装、运行和维修等的费用，相应增加核电厂的建造成本和运维费用。

为此，在新一代反应堆中，提出安全壳非能动余热排出的方法。其中一种方式是建造钢制安全壳，并在钢制安全壳的顶部设置水箱及喷淋系统，在反应堆事故发生后，通过开启喷淋系统的阀门，使水箱内的水布洒到钢制安全壳的外部，通过蒸发或对流带走安全壳内的热量，因此，安全壳外部钢制壁面的水膜对其换热能力至关重要，但水膜能否有效的形成一定规模在业内一直倍受质疑，所以这种方式不仅建造成本高而且安全性能也一直倍受质疑。再者，现有的非能动余热排出系统，在任何事故状态下，都只能将堆芯热量带到安全壳内的内置换料水箱，而不能直接将热量带到安全壳外。

因此，有必要提供一种能够长期、稳定、可靠地将热量导出至安全壳外、并能降低运维成本的非动能冷却系统，以解决上述现有技术的不足。

实用新型内容

本实用新型的目的在于提供一种能够长期、稳定、可靠地将热量导出至安全壳外、并能降低运维成本的非动能安全冷却系统。

为实现上述目的，本实用新型的技术方案为：提供一种非能动安全冷却系统，其包括补水箱、先进安注箱、内置换料水箱、泄压系统、非能动应急给水系统及非能动安全壳冷却系统，所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱、所述泄压系统均设于安全壳内并分别连通设于所述安全壳内的压力容器，所述非能动应急给水系统密封地贯穿所述安全壳并对应所述安全壳内的蒸汽发生器设置，所述非能动应急给水系统用于实现所述蒸汽发生器的给水回流及热量导出，所述非能动安全壳冷却系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外。

较佳地，所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱均通过一注入管线连通所述压力容器。

较佳地，所述补水箱高于所述压力容器且一端通过第一管路连通所述注入管线，且所述第一管路上设有第一阀门。当核电厂发生破口类失去冷却水的事故或其他导致反应堆一回路冷却剂质量减少的事故后，补水箱内的浓硼水依靠重力通过第一管路、注入管线注入到压力容器内。

较佳地，所述补水箱的另一端通过压力平衡管线连通所述压力容器的冷管段。由于压力平衡管线的作用，补水箱内的浓硼水依靠重力注入压力容器内，冷管段的冷却剂通过压力平衡管线进入补水箱。

较佳地，所述先进安注箱通过第二管路连通所述注入管线，且所述第二管路上设有第二阀门。当一回路发生失水事故(LOCA)后，先进安注箱内的水力学部件使其实现压力容器下腔室的快速淹没以及堆芯初始段的淹没，同时还提供后续较长时间段内堆芯的淹没。

较佳地，所述注入管线上设有第三阀门。

较佳地，所述先进安注箱内具有一定初始蓄压。

较佳地，所述内置换料水箱高于所述压力容器。丧失冷却剂事故的后期，在一回路充分泄压的情况下，内置换料水箱利用其相对高位的布置，实现对一回路的非能动补水。

较佳地，所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱内均具有浓硼水。

较佳地，所述泄压系统包括泄压管线及设于所述泄压管线上的泄压阀，所述泄压管线的一端连通所述安全壳内的稳压器或/和所述压力容器的热管段，所述泄压管线的另一端连通所述安全壳的内部空间或所述内置换料水箱。当核电厂一回路冷却剂减少到一定程度时，泄压系统使一回路的压力得到充分降低。

较佳地，所述非能动应急给水系统包括蒸汽管路、给水管路及设于所述安全壳外的蒸汽冷凝器，所述蒸汽冷凝器高于所述安全壳内的蒸汽发生器，所述蒸汽管路密封地贯穿安全壳并连接于所述蒸汽发生器的出口及所述蒸汽冷凝器的入口，所述给水管路密封地贯穿所述安全壳并连接于所述蒸汽冷凝器的出口及所述蒸汽发生器的入口。在设计基准事故或超设计基准事故工况下，蒸汽发生器内的蒸汽通过蒸汽管路到达蒸汽冷凝器，经过换热冷凝成水，再经过给水管路流回至蒸汽发生器，实现蒸汽发生器给水回流和热量导出功能，从而将热量导出至大气环境最终热阱。

较佳地，所述蒸汽冷凝器容置于所述安全壳外设置的冷凝水箱内并淹没于所述冷凝水箱内的冷却水的液面以下。

较佳地，所述蒸汽冷凝器容置于所述安全壳外设置的空冷塔内。

较佳地，所述蒸汽管路上设有第四阀门，所述给水管路上设有第五阀门。

较佳地，所述非能动安全壳冷却系统包括内换热器、外换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述内换热器设于所述安全壳内，所述外换热器设于所述安全壳外并高于所述内换热器，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。事故后，通过冷却介质在循环通道内的流动将安全壳内的热量非能动地导出安全壳外，实现事故后长期阶段安全壳内的降温降压。

较佳地，所述外换热器容置于所述安全壳外的冷却水池内。

较佳地，所述下降管道上设有位于所述安全壳外的第六阀门。

与现有技术相比，由于本实用新型的非能动安全冷却系统，设有分别连通压力容器的补水箱、先进安注箱、内置换料水箱、泄压系统，因此事故后的不同阶段，补水箱、先进安注箱、内置换料水箱分别对压力容器进行自动注入，同时泄压系统自动对反应堆一回路进行降压；非能动应急给水系统密封地贯穿安全壳并对应蒸汽发生器设置，在设计基础或超设计基础事故工况下，非能动应急给水系统都会自动启动，实现对蒸汽发生器的给水回流和热量导出，以冷却反应堆将其带入安全停堆状态；非能动安全壳冷却系统密封地贯穿安全壳，非能动安全壳冷却系统中的冷却介质在其内部循环从而将安全壳内的热量导出至大气环境，不依赖于能动设备便可长期、稳定、可靠地实现事故下安全壳内余热的导出功能。因此，本实用新型不需要依靠能动系统及操纵员的干预，即可有效执行事故下堆芯反应性控制、余热导出和放射性物质包容等安全功能，保证相当长时间内堆芯都能得到有效冷却并保持在安全停堆状态，提高核电站的安全性。另，不需要能动系统及操纵员，大大减少了设备数量，因而减少设备购买、安装、运行和维修等费用，相应减少核电厂的建造成本和运维费用。

附图说明

图1是本实用新型非能动安全冷却系统的结构示意图。

图2是本实用新型非能动安全冷却系统的使用状态示意图。

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。本实用新型所提供的非能动安全冷却系统100，主要适用于30～200万千瓦(电功率)级别的、拥有混凝土式安全壳200的压水堆核电厂，但并不以此为限。

如图1所示，所述混凝土式安全壳200内设有压力容器210及蒸汽发生器220，压力容器210与蒸汽发生器220之间通过管道连接，所述管道形成热管段230和冷管段240，在冷管段240还设有一回路主泵250。热管段230、冷管段240、主泵250等组成一个环路，一般核电厂不止具有一个环路，图1和图2只绘示一个环路。核电站正常运行时，一回路反应堆堆芯产生的巨大热能加热冷却剂，加热后的冷却剂通过热管段230进入蒸汽发生器220内的传热管，通过管壁将热能传递给传热管外的二回路冷却水，释放热量的冷却剂又经主泵250、冷管段240送回堆芯重新加热。

本实用新型所述非能动安全冷却系统100，能有效执行事故下堆芯反应性控制、余热导出和放射性物质包容等安全功能。其包括至少一个补水箱110、至少一个先进安注箱120、一个内置换料水箱130、一个泄压系统140、至少一个非能动应急给水系统150及至少一个非能动安全壳冷却系统160；其中，补水箱110、先进安注箱120、内置换料水箱130、泄压系统140均设于安全壳200内并分别连通设于安全壳200内的压力容器210，所述非能动应急给水系统150密封地贯穿安全壳200并对应安全壳200内的蒸汽发生器220设置，非能动应急给水系统150用于实现蒸汽发生器220的给水回流及热量导出，所述非能动安全壳冷却系统160密封地贯穿安全壳200以将安全壳200内的热量导出安全壳200外。

具体地，所述补水箱110、先进安注箱120、内置换料水箱130均通过一注入管线131连通所述压力容器210。

下面结合附图所示，对所述非能动安全冷却系统100的各部分结构分别进行说明。

参看图1所示，补水箱110的位置高于压力容器210的位置，且补水箱110的下端通过第一管路111连通注入管线131，第一管路111上设有第一阀门112，补水箱110的上端通过压力平衡管线113连通所述冷管段240，补水箱110内具有浓硼水。当核电厂发生破口类失去冷却水的事故或其他导致反应堆一回路冷却剂质量减少的事故后，第一阀门112根据保护信号触发打开，由于压力平衡管线113的作用，补水箱110内的浓硼水依靠重力通过第一管路111、注入管线131而注入压力容器210内；冷管段240的冷却剂通过压力平衡管线113进入补水箱110。

本实用新型中，多个补水箱110的设置方式均相同，不在赘述。

继续参看图1所示，所述先进安注箱120通过第二管路121连通注入管线131，第二管路121上设有第二阀门122，先进安注箱120内具有浓硼水并通过氮气蓄压，使其内具有一定初始蓄压。当核电厂一回路压力降低到一定程度时，第二阀门122根据保护信号触发打开，由于先进安注箱120内事先保持一定蓄压，因此其内的浓硼水通过第二管路121、注入管线131自动注入到压力容器210内，实现对堆芯的注水。相较于传统的安注箱，本实用新型的先进安注箱120可以通过其内的水力学部件实现一回路失水事故(LOCA)后，对压力容器210下腔室的快速淹没以及对堆芯下降段的淹没，同时还提供后续较长时间段内对堆芯的淹没。

本实用新型中多个先进安注箱120的安装方式均相同，不再重复描述。

再次参看图1所示，所述内置换料水箱130高于压力容器210，注入管线131的一端连接于内置换料水箱130的底部，另一端连通压力容器210，该注入管线131上设有第三阀门132，内置换料水箱130内具有浓硼水。在核电厂丧失冷却剂事故的后期，一回路充分泄压的情况下，内置换料水箱130利用其相对高位的布置，实现对一回路的非能动补水。

所述泄压系统140包括泄压管线141及设于泄压管线141上的泄压阀142，泄压管线141的一端连通安全壳200内的稳压器或/和压力容器210的热管段230，泄压管线141的另一端连通安全壳200的内部空间或内置换料水箱130。

本实施例中，泄压管线141的一端连通压力容器210的热管段230，另一端伸入内置换料水箱130的液面以下。当核电厂一回路冷却剂减少到一定程度时，泄压阀142根据一定信号触发打开，泄压管线141可使一回路压力得到充分降低。且根据需要，自动泄压系统140可以采用成分步骤泄压设计。

再次参看图1所示，所述非能动应急给水系统150对应蒸汽发生器220设置，可设置多个非能动应急给水系统150，每一个非能动应急给水系统150对应一蒸汽发生器220设置，也可以仅设置一个非能动应急给水系统150，其对应多个蒸汽发生器220设置。

本实施例中，每一组非能动应急给水系统150对应于一蒸汽发生器220。具体地，非能动应急给水系统150包括蒸汽管路151、蒸汽冷凝器152及给水管路153，蒸汽冷凝器152设于安全壳200外并高于安全壳200内的蒸汽发生器220，蒸汽冷凝器152容置于安全壳200外设置的冷凝水箱154中，且淹没于冷凝水箱154中的冷却水的液面以下；所述蒸汽管路151密封地贯穿安全壳200并连接于蒸汽发生器220的出口及蒸汽冷凝器152的入口，给水管路153密封地贯穿安全壳200并连接于蒸汽冷凝器152的出口及蒸汽发生器220的入口。

另外，蒸汽管路151上还设有第四阀门155，第四阀门155位于安全壳200内；给水管路153上还设有第五阀门156，第五阀门156位于安全壳200之内或者之外。

在主给水管线破口事故或丧失主给水注入等设计基准事故后，或者当核电厂发生场内场外电源丧失的超设计基准事故时(即一回路主泵250和主给水泵同时停运且长时间不能被投入运行时)，非能动应急给水系统150均能自动启动。具体地，第四阀门155、第五阀门156根据一定信号触发打开，蒸汽发生器220内的蒸汽通过蒸汽管路151到达蒸汽冷凝器152，经过换热冷凝成水，再经过给水管路153流回至蒸汽发生器220，实现蒸汽发生器220的给水回流和热量导出，从而将热量导出至安全壳200外的大气环境最终热阱。且事故前期主要依靠冷凝水箱154中的冷却水蒸发而将热量导向大气环境，事故后期则通过风冷导出热量，以冷却反应堆将其带入安全停堆状态。

可以理解地，蒸汽冷凝器152不限于浸没在冷却水中进行冷却，还可以通过其他方式进行冷却，例如将蒸汽冷凝器152设于安全壳200外的空冷塔内，通过风冷方式进行冷却，一样能实现上述效果，此为本领域技术人员所熟知的技术。

继续参阅图1所示，所述非能动安全壳冷却系统160包括内换热器161、上升管道162、外换热器163、下降管道164及冷却介质，内换热器161设于安全壳200内，外换热器163设于安全壳200外并高于内换热器161，上升管道162密封地贯穿安全壳200并连通内换热器161的出口及外换热器163的入口，所述下降管道164密封地贯穿安全壳200并连通外换热器163的出口及内换热器161的入口，所述冷却介质在内换热器161、上升管道162、外换热器163、下降管道164所形成的循环通道内流动。

具体地，内换热器161的入口位于下端，内换热器161的出口位于上端；外换热器163容置于全壳外的冷却水池165内，且外换热器163的入口位于上端，外换热器163的出口位于下端。另外，在下降管道164上还设有位于安全壳200外的第六阀门166。

当核电厂发生破口失水事故或其他造成安全壳200内压力、温度升高的事故后，非能动安全壳冷却系统160根据信号触发启动，第六阀门166开启，冷却介质在内换热器161内吸收安全壳200内的热量，受热上升到外换热器163内通过冷凝将热量释放出来，冷却介质冷凝之后由于密度增大，自然往下流动，因此，通过冷却介质在循环通道内的流动将安全壳200内的热量非能动地导出安全壳200外，实现事故后长期阶段安全壳200内的降温降压。

优选地，冷却介质为保持一定真空度的冷却水。但并不限于水，还可以是其他介质，但该介质需保证其在工作状态下能发生相变。

可以理解地，为提高冗余性及安全性，可沿安全壳200的周向设置多组非能动安全壳冷却系统160。

下面结合图1-图2所示，对非能动安全冷却系统100的工作过程及原理进行说明。

在核电厂正常运行的情况下，非能动安全冷却系统100不启动，但处于可用状态。

在核电厂事故工况下，非能动安全冷却系统100根据保护信号自动启动。如图2所示，当核电厂发生破口类失去冷却水事故或其他导致反应堆一回路冷却剂质量减少的事故后，第一阀门112根据保护信号触发打开，由于压力平衡管线113的作用，补水箱110内的浓硼水依靠重力通过第一管路111、注入管线131自动注入到压力容器210内。

当核电厂一回路压力降低到一定程度时，第二阀门122根据保护信号触发打开，先进安注箱120内事先保持一定蓄压，从而其内的浓硼水可通过第二管路121、注入管线131自动注入到压力容器210内，实现对堆芯的补水。

当核电厂一回路冷却剂减少到一定程度时，泄压阀142根据一定信号触发打开，利用泄压管线141可对一回路进行快速泄压，使一回路压力能得到充分降低。与此同时，注入管线131上的第三阀门132根据一定信号触发打开，内置换料水箱130内的浓硼水通过注入管线131直接注入到压力容器210内，实现对一回路的非能动补水。

然而，不管是设计基准事故还是超设计基准事故，非能动应急给水系统150都能自动启动，即，第四阀门155、第五阀门156根据一定信号触发打开，蒸汽发生器220内的蒸汽通过蒸汽管路151到达蒸汽冷凝器152，经过换热冷凝成水，再经给水管路153流回至蒸汽发生器220，实现蒸汽发生器220的给水回流和热量导出；蒸汽冷凝器152换热冷凝时，热量加热冷凝水箱154中的冷却水，因此，在事故前期主要依靠冷凝水箱154中的冷却水蒸发而将热量导向大气环境最终热阱，事故后期则通过风冷导出热量，以冷却反应堆将其带入安全停堆状态，如图2所示。

继续参看图2所示，当核电厂发生破口失水事故或安全壳200内主蒸汽管道等造成安全壳200内压力、温度升高的事故后，非能动安全壳冷却系统160根据一定信号触发启动，第六阀门166触发开启，冷却介质在内换热器161中吸收安全壳200内热量，冷却介质受热之后通过上升管道162进入外换热器163，在外换热器163内通过冷凝将热量释放出来，冷凝之后的冷却介质由于密度增大，因此自然往下流动从而通过下降管道164回流至内换热器161。通过外换热器163冷凝释放出的热量加热冷却水池165中的冷却水，从而将安全壳200内的热量非能动地导出安全壳200外，实现事故后长期阶段安全壳200内的降温、降压。

由于本实用新型非能动安全冷却系统100，设有分别连通压力容器210的补水箱110、先进安注箱120、内置换料水箱130、泄压系统140，因此事故后的不同阶段，补水箱110、先进安注箱120、内置换料水箱130分别对压力容器210进行自动注入，同时泄压系统140自动对反应堆一回路进行降压；非能动应急给水系统150密封地贯穿安全壳200并对应蒸汽发生器220设置，在设计基础或超设计基准事故工况下，非能动应急给水系统150都会自动启动，实现对蒸汽发生器220的给水回流和热量导出，以冷却反应堆将其带入安全停堆状态；非能动安全壳冷却系统160密封地贯穿安全壳200，非能动安全壳冷却系统160中的冷却介质在其内部循环从而将安全壳200内的热量导出至大气环境，不依赖于能动设备便可长期、稳定、可靠地实现事故下安全壳200内余热的导出功能。因此，本实用新型不需要依靠能动系统及操纵员的干预，即可有效执行事故下堆芯反应性控制、余热导出和放射性物质包容等安全功能，保证相当长时间内堆芯都能得到有效冷却并保持在安全停堆状态，提高核电站的安全性。而不需要能动系统及操纵员，大大减少了设备数量，因而减少设备购买、安装、运行和维修等费用，相应减少核电厂的建造成本和运维费用。

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 (17)

1.一种非能动安全冷却系统，其特征在于：包括补水箱、先进安注箱、内置换料水箱、泄压系统、非能动应急给水系统及非能动安全壳冷却系统，所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱、所述泄压系统均设于安全壳内并分别连通设于所述安全壳内的压力容器，所述非能动应急给水系统密封地贯穿所述安全壳并对应所述安全壳内的蒸汽发生器设置，所述非能动应急给水系统用于实现所述蒸汽发生器的给水回流及热量导出，所述非能动安全壳冷却系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外。

2.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱均通过一注入管线连通所述压力容器。

3.如权利要求2所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述补水箱高于所述压力容器且一端通过第一管路连通所述注入管线，且所述第一管路上设有第一阀门。

4.如权利要求3所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述补水箱的另一端通过压力平衡管线连通所述压力容器的冷管段。

5.如权利要求2所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述先进安注箱通过第二管路连通所述注入管线，且所述第二管路上设有第二阀门。

6.如权利要求2所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述注入管线上设有第三阀门。

7.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述先进安注箱内具有一定初始蓄压。

8.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述内置换料水箱高于所述压力容器。

9.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述补水箱、所述先进安注箱、所述内置换料水箱内均具有浓硼水。

10.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述泄压系统包括泄压管线及设于所述泄压管线上的泄压阀，所述泄压管线的一端连通所述安全壳内的稳压器或/和所述压力容器的热管段，所述泄压管线的另一端连通所述安全壳的内部空间或所述内置换料水箱。

11.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述非能动应急给水系统包括蒸汽管路、给水管路及设于所述安全壳外的蒸汽冷凝器，所述蒸汽冷凝器高于所述安全壳内的蒸汽发生器，所述蒸汽管路密封地贯穿安全壳并连接于所述蒸汽发生器的出口及所述蒸汽冷凝器的入口，所述给水管路密封地贯穿所述安全壳并连接于所述蒸汽冷凝器的出口及所述蒸汽发生器的入口。

12.如权利要求11所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述蒸汽冷凝器容置于所述安全壳外设置的冷凝水箱内并淹没于所述冷凝水箱内的冷却水的液面以下。

13.如权利要求11所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述蒸汽冷凝器容置于所述安全壳外设置的空冷塔内。

14.如权利要求11所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述蒸汽管路上设有第四阀门，所述给水管路上设有第五阀门。

15.如权利要求1所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述非能动安全壳冷却系统包括内换热器、外换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述内换热器设于所述安全壳内，所述外换热器设于所述安全壳外并高于所述内换热器，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。

16.如权利要求15所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述外换热器容置于所述安全壳外的冷却水池内。

17.如权利要求15所述的非能动安全冷却系统，其特征在于：所述下降管道上设有位于所述安全壳外的第六阀门。