一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)技術方案

本發(fā)明專利技術屬于反應堆設計技術，具體涉及一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)。其結(jié)構(gòu)包括非能動堆腔注水箱和堆腔注水冷卻泵，所述的非能動堆腔注水箱通過非能動注入管線與反應堆堆腔連接，所述的堆腔注水冷卻泵設置在安全殼外部，堆腔注水冷卻泵的入口管連接換料水箱，堆腔注水冷卻泵的出口管線貫穿安全殼與反應堆堆腔連接。本系統(tǒng)作為嚴重事故對策，以能動和非能動相結(jié)合的多冗余及多樣性的方式，在事故發(fā)生時實現(xiàn)帶走堆芯熔融物、排出堆芯熱量、防止熔穿的安全功能。

【技術實現(xiàn)步驟摘要】
一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)
本專利技術屬于反應堆設計技術，具體涉及一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)。
技術介紹
在世界各國核電站中，應對堆芯熔融物的措施分為兩種類型：一種為堆內(nèi)滯留（In-VesselRetention，IVR），例如美國AP1000堆型，在嚴重事故條件下，當堆芯熔化不可避免時，可以通過淹沒反應堆堆腔、冷卻壓力容器外壁的方式，保持壓力容器下封頭完整性，從而將熔融堆芯物質(zhì)滯留在壓力容器內(nèi)。通過非能動的方式對堆芯熔融物進行冷卻，優(yōu)點是結(jié)構(gòu)簡單造價低（但是不適用于高功率的核電站），而且可以把熔融物限制在壓力容器內(nèi)，防止了放射性物質(zhì)的泄漏，也保證了安全殼的完整性。但是由于目前對熔融物的冷卻及層化現(xiàn)象還未充分理解，失效裕度難以確定，因此還存在一定的風險。而且AP1000的非能動系統(tǒng)僅適用于非能動安全系統(tǒng)核電廠，對于能動型專設安全設施的核電廠，上述系統(tǒng)很難滿足應對全廠斷電事故的要求。另外一種是堆外滯留（Ex-VesselRetention，EVR），例如VVER-1000、EPR，法國的EPR堆型的設計理念是在堆芯熔融物熔穿壓力容器后，引導至擴展空間，再通過非能動的方式將冷卻水引至擴展空間，對攤薄的堆芯熔融物進行冷卻，其優(yōu)點是安全性高，熔融物固化快，但是所需空間大、固化熔融物面積大、熔融物冷卻時壓力高；而俄羅斯的WWER型核電機組，是通過專門的堆芯捕集器對堆芯熔融物收集并冷卻，通過非能動的方式進行冷卻。由于其特殊的熔融物捕集裝置和冷卻方式，熔融物固化后結(jié)構(gòu)緊湊，利于后續(xù)的分解處理。而且由于熔融物一直被限制于熱交換器中且與安全殼大氣和冷卻水的接觸面積較小，因此減少了裂變產(chǎn)物的泄漏，安全殼內(nèi)壓力也較低。但是因為熔融物冷卻速率較低，因此熔融物的固化時間也較長，長達數(shù)月。
技術實現(xiàn)思路
本專利技術的目的在于針對核電站安全設計的需要，提供一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，在核電站發(fā)生嚴重事故工況時，堆腔注水冷卻系統(tǒng)使含硼水流過堆腔，帶走堆芯熔融物釋放出的熱量，降低反應堆壓力容器的溫度，以維持壓力容器的完整性。本專利技術的技術方案如下：一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，包括非能動堆腔注水箱和堆腔注水冷卻泵，所述的非能動堆腔注水箱通過非能動注入管線與反應堆堆腔連接，所述的堆腔注水冷卻泵設置在安全殼外部，堆腔注水冷卻泵的入口管連接換料水箱，堆腔注水冷卻泵的出口管線貫穿安全殼與反應堆堆腔連接。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，所述的非能動堆腔注水箱設置在安全殼內(nèi)部，與非能動堆腔注水箱連接的非能動注入管線包括高、低兩根不同管徑的注入管線，兩根注入管線合并為一根母管貫穿到堆腔內(nèi)部與壓力容器保溫層相連接。再進一步，所述的高、低兩根不同管徑的注入管線中，高位管線采用較大管徑，用于在系統(tǒng)投運初期提供大流量的堆腔淹沒，低位管線采用較小管徑，用于維持較長時期的堆腔注入流量；每根注入管線上分別設有由蓄電池供電的直流電動閥和逆止閥。另外，非能動堆腔注水箱亦可設置在安全殼外部，所述的堆腔注水冷卻泵有兩臺，與非能動堆腔注水箱連接的非能動注入管線分別與兩臺堆腔注水冷卻泵的出口管線連接。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，所述的堆腔注水冷卻泵有兩臺，兩臺堆腔注水冷卻泵的出口管線分別經(jīng)過安全殼隔離閥后貫穿安全殼，然后合并為一條母管與所述的非能動注入管線的母管相連接。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，所述的與堆腔注水冷卻泵的入口管相連接的換料水箱設置在安全殼內(nèi)部堆芯下方地坑位置。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，所述的堆腔注水冷卻泵的入口管還與安全殼外消防水源系統(tǒng)相連接。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，當換料水箱連接低壓安注泵時，所述的堆腔注水冷卻泵的入口管與低壓安注泵的入口管相連接。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，所述的非能動堆腔注水箱為封閉的鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，并設有不銹鋼襯里。進一步，如上所述的能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其中，系統(tǒng)的管道及管件的材料均為奧氏體不銹鋼。本專利技術的有益效果如下：本專利技術的能動部分主要是在惡劣的條件下，可以將冷卻水強制注入堆腔，實現(xiàn)強制堆芯熔融物的快速、長期循環(huán)冷卻；非能動部分在全廠斷電的情況下，依舊可以將冷卻水導入堆腔，實現(xiàn)長期冷卻。通過本專利技術所提供的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，可以在核電廠發(fā)生嚴重事故后，防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，最終防止安全殼失效，有效地降低LERF值。本專利技術具有冗余性、多樣性、占用空間小、熔融物固化時間短、可靠性高等特點。附圖說明圖1為堆腔注水冷卻系統(tǒng)的非能動堆腔注水箱置于安全殼內(nèi)部的實施例結(jié)構(gòu)示意圖。具體實施方式本專利技術提供了一種能動與非能動相結(jié)合的方式將冷卻水注入堆腔，對壓力容器內(nèi)的堆芯熔融物進行冷卻，既可以通過能動、長期循環(huán)的方式將堆芯熔融物的熱量導出，又可以在全廠斷電的情況下，以非能動的方式實現(xiàn)堆芯熔融物的長期冷卻。從而防止堆芯熔融物熔穿安全殼底板，造成核電站最后一道屏障的失效該能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS）包含堆腔注水冷卻泵、非能動堆腔注水箱，以及附屬閥門和管道設施。通常情況下，堆腔注水冷卻泵設置兩臺，但不局限于兩臺；非能動堆腔注水箱設置一臺，可以設在安全殼內(nèi)或安全殼外。CIS系統(tǒng)的非能動部分包括設在安全殼內(nèi)（或外）的非能動堆腔注水箱。為滿足初始的大流量淹沒要求及后期的冷卻水注入流量要求，在非能動堆腔注水箱內(nèi)設置高、低兩個不同管徑的注入管線，高位管線采用較大管徑，用于在系統(tǒng)投運初期提供大流量的堆腔淹沒，低位的較小管徑的管線用于維持較長時期的堆腔注入流量，具體管徑的大小可根據(jù)反應堆功率以及工程實際情況進行設計。為保證非能動堆腔注水的可靠性，設置了四臺并聯(lián)的直流電動閥和兩臺逆止閥作為隔離部件，在經(jīng)過上述閥門后，兩根非能動堆腔注水管線再次合并為一根母管貫穿到堆腔內(nèi)部與壓力容器保溫層相連接。四臺并聯(lián)的電動閥為由蓄電池供電的直流電機驅(qū)動的閥門。CIS系統(tǒng)的能動部分主要設備設置在安全殼外，兩臺堆腔注水冷卻泵的入口管連接換料水箱。當換料水箱連接低壓安注泵時，堆腔注水冷卻泵的入口管分別與兩列低壓安注泵的入口管相連，以減少安全殼貫穿件的數(shù)量，均從內(nèi)置（或外置）換料水箱取水，優(yōu)選的方案中，換料水箱設置在安全殼內(nèi)部堆芯下方地坑位置。兩臺堆腔注水冷卻泵出口管線在經(jīng)過安全殼隔離閥后貫穿安全殼，再合并為一條母管與堆腔注水非能動部分母管相連接，此種設計的目的是減少堆腔混凝土結(jié)構(gòu)的開洞數(shù)量，以保證堆腔土建結(jié)構(gòu)穩(wěn)定。每臺堆腔注水冷卻泵的入口管還可以與安全殼外消防水源相連。CIS系統(tǒng)的正常運行是指在發(fā)生核電站堆芯嚴重損毀事故時，CIS投入運行。核電站正常運行時，CIS系統(tǒng)處在停運備用狀態(tài)。下面結(jié)合附圖和實施例對本專利技術進行詳細的描述。實施例1如圖1所示，能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)（CIS），包括一臺非能動堆腔注水箱1和兩臺堆腔注水冷卻泵3，所述的非能動堆腔注水箱1通過非能動注入管線與反應堆堆腔2連接，所述的堆腔注水冷卻泵3設置在安全殼5外部，堆腔注水冷卻泵3的入口管連接換料水箱4，堆腔注水冷卻泵本文檔來自技高網(wǎng)...

【技術保護點】
一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其特征在于：包括非能動堆腔注水箱（1）和堆腔注水冷卻泵（3），所述的非能動堆腔注水箱（1）通過非能動注入管線與反應堆堆腔（2）連接，所述的堆腔注水冷卻泵（3）設置在安全殼（5）外部，堆腔注水冷卻泵（3）的入口管連接換料水箱（4），堆腔注水冷卻泵（3）的出口管線貫穿安全殼（5）與反應堆堆腔（2）連接。

【技術特征摘要】
1.一種能動與非能動相結(jié)合的堆腔注水冷卻系統(tǒng)，其特征在于：包括非能動堆腔注水箱(1)和堆腔注水冷卻泵(3)，所述的非能動堆腔注水箱(1)通過非能動注入管線與反應堆堆腔(2)連接，所述的堆腔注水冷卻泵(3)設置在安全殼(5)外部，堆腔注水冷卻泵(3)的入口管連接換料水箱(4)，堆腔注水冷卻泵(3)的出口管線貫穿安全殼(5)與反應堆堆腔(2)連接；所述的非能動堆腔注水箱(1)設置在安全殼(5)內(nèi)部，與非能動堆腔注水箱(1)連接的非能動注入管線包括高、低兩根不同管徑的注入管線，兩根注入管線合并為一根母管貫穿到堆腔內(nèi)部與壓力容器保溫層相連接；所述的高、低兩根不同管徑的注入管線中，高位管線采用較大管徑，用于在系統(tǒng)投運初期提供大流量的堆腔淹沒，低位管線采用較小管徑，用于維持較長時期的堆腔注入流量，每根注入管線上分別設有由蓄電池供電的直流電動閥和逆止閥；所述的堆腔注水冷卻泵(3)有兩臺，兩臺堆腔注水冷卻泵的出口管線分別經(jīng)過安全殼隔離閥后貫穿安全殼，然后合并為一條母管與所述的非能動注入管線的母管相連接；在發(fā)生核電站堆芯損毀事故時，先啟動兩臺堆腔注水冷卻泵中的一臺，從所述換料水箱取水形成持續(xù)的堆腔注入冷卻；如...

【專利技術屬性】
技術研發(fā)人員：于勇，袁霞，趙俠，張國強，李京彥，宋代勇，萬礪珂，趙斌，
申請(專利權(quán))人：中國核電工程有限公司，
類型：發(fā)明
國別省市：