本發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合的堆芯注水熱量導出裝置。其結構包括分別與換料水箱和一回路的冷、熱管段相連接的安全注入管線，安全注入管線上設有安注泵，安注泵包括兩臺相互獨立的中壓安注泵和兩臺相互獨立的低壓安注泵，所述的換料水箱設置在安全殼內部堆芯下方地坑位置，安注泵設置在安全殼外部；在安全殼內反應堆的上方還設有非能動的安注箱和堆芯補水箱，所述的安注箱通過設有控制閥門的管道與一回路的冷管段相連接，所述的堆芯補水箱通過設有控制閥門的管道連接在一回路的熱管段和冷管段之間。本發明專利技術將能動與非能動的優點相結合，具有冗余性、多樣性、可靠性高等特點，提高了核電廠的安全性。
【技術實現步驟摘要】
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合的堆芯注水熱量導出裝置。
技術介紹
作為壓水堆核電廠的專設安全設施，在發生設計基準事故時，能動的安全注入系統能為堆芯提供持續的冷卻，通過長期循環的方式將堆芯內的熱量導出。在發生事故時，高壓安注泵接到安注信號后自動啟動，從換料水箱吸水，將含硼水注入反應堆冷卻劑系統；在再循環注入階段，低壓安注泵從地坑吸水，從而實現長期的再循環注入?，F有的反應堆安全注入系統的結構如圖I所示，換料水箱I置于安全殼外部，通過管線連接一回路的冷、熱管段，管線上設置高壓安注泵2和低壓安注泵3，低壓安注泵3還通過管線連接安全殼地坑4。在傳統的壓水堆核電廠的安全注入系統中還包括了非能動的安注箱子系統，在事故發生后當反應堆冷卻劑系統的壓力降到安注箱壓力以下時，安注箱內的硼水在氮氣壓力的作用下自動注入到反應堆冷卻劑系統，為堆芯提供應急冷卻。如圖2所示，圖中I為換料水箱，5為安注箱。在第三代核電機組AP1000的非能動堆芯冷卻系統中除安注箱之外還使用了非能動的堆芯補水箱，其入口和出口分別與一回路冷管段和壓力容器直接注入管相連，在事故后通過自然循環模式向一回路注入含硼水，以維持一回路的水裝量并緩解反應性瞬變。如圖3所示，堆芯補水箱6的入口連接一回路冷管段，其出口連接壓力容器7的直接注入管，圖中5為安注箱。傳統壓水堆核電廠的安全注入系統以及非能動的堆芯補水箱都無法充分保證多種事故工況下核電站的安全可靠，因此，需要對這些系統進行合理的整合，結合新的設計要點，進一步提聞系統的安全幾余性。
技術實現思路
本專利技術的目的在于針對現有技術的不足，提供一種技術先進、安全性高、能應對多種事故工況的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置。既可以通過能動、長期循環的方式將堆芯內的熱量導出，又可以在全廠斷電的情況下，以非能動的方式實現對堆芯的長期冷卻。本專利技術的技術方案如下一種能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，包括分別與換料水箱和一回路的冷、熱管段相連接的安全注入管線，安全注入管線上設有安注泵，其中，所述的換料水箱設置在安全殼內部堆芯下方地坑位置，安注泵設置在安全殼外部；在安全殼內反應堆的上方還設有非能動的安注箱和堆芯補水箱，所述的安注箱通過設有控制閥門的管道與一回路的冷管段相連接，所述的堆芯補水箱通過設有控制閥門的管道連接在一回路的熱管段和冷管段之間。進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，其中，所述的安注泵包括兩臺相互獨立的中壓安注泵和兩臺相互獨立的低壓安注泵，四臺安注泵在安全注入管線上并聯設置。更進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，其中，所述的中壓安注泵的注入壓頭范圍為600mW(Tll00mWC，低壓安注泵的注入壓頭范圍為90mffCl80mffCo進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，其中，所述的安注箱共有三臺，相互獨立設置；每臺安注箱與一回路的冷管段相連接的管道上設有隔離閥及止回閥。進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，其中，所述的堆芯補水箱共有三臺，相互獨立設置；每臺堆芯補水箱的入口通過常開的壓力平衡管線與一回路的熱管段相連，其出口通過隔離閥及止回閥連接在一回路冷管段上。本專利技術的有益效果如下本專利技術所提供的堆芯注水熱量導出裝置采用能動與非能動相結合的方式，可以在事故后使用多種手段向堆芯注水導出熱量安注箱可以在短時間內提供高流量的安注迅速淹沒堆芯，保證快速冷卻堆芯；堆芯補水箱可以通過自然循環的方式在較長的時間內提供較小流量的安注；能動的安注泵可以維持堆芯淹沒，并通過長期循環的方式不斷導出堆芯熱量。內置換料水箱位于安全殼內部最低處，減少了外部災害對換料水箱安全性的影響，提高了事故后應急水源的可靠性。安注泵降低了注入壓頭(由高壓變為中壓)，可以有效降低高壓安注誤啟動事故后果，避免一回路壓力過高，也可以減輕或避免蒸汽發生器傳熱管破裂事故下一回路壓力過高而可能導致的蒸汽發生器滿溢，從而降低該事故下放射性物質向環境排放的可能性。附圖說明圖I為現有技術中的聞壓和低壓安注系統不意圖；圖2為現有技術中的安注箱注入系統示意圖；圖3為現有技術中的堆芯補水箱設置方式示意圖；圖4為本專利技術的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置示意圖。具體實施方式本專利技術所提供的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置采用了能動的中壓安注泵和低壓安注泵，非能動的安注箱和堆芯補水箱，以及安全殼內置換料水箱。堆芯注水熱量導出裝置的能動部分具體可設置兩臺相互獨立的中壓安注泵和兩臺相互獨立的低壓安注泵。中壓安注泵和低壓安注泵均通過設置有控制閥門的管道連接在內置換料水箱和一回路的冷/熱管段之間。安注泵向反應堆一回路注水的開始階段是冷段注入，直到長期冷卻后，才開始冷熱段同時注入。原來M310堆型的上充泵同時兼作高壓安注泵，本專利技術將上充和安注功能分離，取消高壓安注泵，增設了中壓安注泵。原M310堆型在安注信號出現時，泵從上充模式切換到安注模式，此切換過程需操作大量閥門，將影響到系統的可靠性。本專利技術設置專用的中壓安注泵之后，執行功能單一，可以提高系統的可靠性。安注泵降低了注入壓頭(由高壓變為中壓，注入壓頭范圍為600mW(Tll00mWC)，可以有效降低高壓安注誤啟動事故后果，避免一回路壓力過高，也可以減輕或避免蒸汽發生器傳熱管破裂事故下一回路壓力過高而可能導致的蒸汽發生器滿溢，從而降低該事故下放射性物質向環境排放的可能性。內置換料水箱位于安全殼內部最低處一堆芯下方地坑位置，減少了外部災害對換料水箱安全性的影響，提高了事故后應急水源的可靠性，提高了核電廠安全性。在核電站發生事故的情況下，如果采用外置的換料水箱，安注系統需要在液位計配合下進行切換操作。換料水箱內置后方便匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源，與反應堆的地坑結合起來，起到了簡化設備的作用，不再需要進行切換操作。因為內置換料水箱將作為事故后的唯一能動安注水來源，可以減少事故后的操作，避免了可能發生的錯誤，降低了系統運行模式切換失效的潛在風險，從而提高了系統的可靠性，增強了電廠的安全性。下面結合附圖和實施例對本專利技術進行詳細的描述。如圖4所示，能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，包括設置在安全殼內部堆芯下方地坑位置的換料水箱8，換料水箱8和一回路的冷、熱管段之間通過安全注入管線相連接，安全注入管線上設有兩臺相互獨立的中壓安注泵9和兩臺相互獨立的低壓安·注泵10，四臺安注泵在安全注入管線上并聯設置，位于安全殼外部。當然，中壓安注泵9和低壓安注泵10的數量并不局限于兩臺。中壓安注泵的注入壓頭范圍為600mW(Tll00mWC，低壓安注泵的注入壓頭范圍為90mW(Tl80mWC事故發生后，系統接收到安注信號就立即啟動中壓安注泵9和低壓安注泵10。安注泵最初利用小流量管線啟動，當反應堆冷卻劑系統壓力下降到中壓安注泵的關閉注入壓力之下時，中壓安注泵開始向反應堆冷卻劑系統提供注入。當反應堆冷卻劑系統壓力降到低于低壓安注泵的關閉揚程時，低壓安注泵開始向反應堆冷卻劑系統提供注入。在安全殼內還設有非能動的安注箱11和堆芯補水箱12，所述的安注箱11通過設有控制閥門的管道與一回路的冷管段15相連接，每臺安注本文檔來自技高網...
【技術保護點】
一種能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，包括分別與換料水箱（8）和一回路的冷、熱管段相連接的安全注入管線，安全注入管線上設有安注泵，其特征在于：所述的換料水箱（8）設置在安全殼內部堆芯下方地坑位置，安注泵設置在安全殼外部；在安全殼內反應堆的上方還設有非能動的安注箱（11）和堆芯補水箱（12），所述的安注箱（11）通過設有控制閥門的管道與一回路的冷管段（15）相連接，所述的堆芯補水箱（12）通過設有控制閥門的管道連接在一回路的熱管段（16）和冷管段（15）之間。
【技術特征摘要】
及其同等技術的范圍之內，則本發明也意圖包含這些改動和變型在內?！嗬?.一種能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，包括分別與換料水箱(8)和一回路的冷、熱管段相連接的安全注入管線，安全注入管線上設有安注泵，其特征在于所述的換料水箱(8)設置在安全殼內部堆芯下方地坑位置，安注泵設置在安全殼外部；在安全殼內反應堆的上方還設有非能動的安注箱(11)和堆芯補水箱(12)，所述的安注箱(11)通過設有控制閥門的管道與一回路的冷管段(15)相連接，所述的堆芯補水箱(12)通過設有控制閥門的管道連接在一回路的熱管段(16)和冷管段(15)之間。2.如權利要求I所述的能動與非能動相結合的堆芯注水熱量導出裝置，其特征在于所述的安注泵包括兩臺相互獨立的中壓安注泵(9)和兩臺相互獨立的低壓安注泵(10)，四臺安注泵在安全注入管線上并聯設置。3.如權利要求2所述的能動與非能動相結合...
【專利技術屬性】
技術研發人員：于勇，袁霞，趙俠，蔣慧黠，張雪霜，
申請(專利權)人：中國核電工程有限公司，
類型：發明
國別省市：
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