核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)的制作方法
【專利摘要】本發(fā)明公開一種電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),包括堆芯安注系統(tǒng)和堆腔注水系統(tǒng),堆芯安注系統(tǒng)包括連接于一回路系統(tǒng)冷管段的至少一組固定安注子系統(tǒng)或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng),固定安注子系統(tǒng)還連通設(shè)于壓力容器一側(cè)的安注箱,臨時(shí)安注子系統(tǒng)還連接核電站內(nèi)/外的可用水源;堆腔注水系統(tǒng)包括連通反應(yīng)堆堆腔的至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)或/和至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng),非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還連通安注箱,能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還連通注水水源。該電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)能有效減少堆芯熔融物質(zhì)量,推遲嚴(yán)重事故進(jìn)程,為后續(xù)的嚴(yán)重事故緩解措施爭取充足的時(shí)間,提高堆腔注水的安全裕度,提高IVR策略成功的概率。
【專利說明】
核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)
技術(shù)領(lǐng)域
[0001]本發(fā)明涉及核電站嚴(yán)重事故緩解技術(shù)領(lǐng)域,尤其涉及一種對(duì)壓力容器進(jìn)行內(nèi)外注水相結(jié)合的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)。
【背景技術(shù)】
[0002]目前的壓水堆核電站中,核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)是在安全殼中設(shè)置反應(yīng)堆堆腔,在堆腔中設(shè)置壓力容器(RPV)。當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí),堆芯的熔融物會(huì)融穿壓力容器的外殼,從而可能發(fā)生極為嚴(yán)重的核泄漏事故。為防止堆芯熔融物的泄漏,目前常見的做法有兩種:一種是恪融物堆內(nèi)滯留措施(In-Vessel Retent1n,IVR),另一種是恪融物堆外滯留措施(Εχ-Vessel Retent1n,EVR)。
[0003]其中,IVR措施是在發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故時(shí),通過向反應(yīng)堆堆腔注水的方式實(shí)現(xiàn)壓力容器的外部冷卻,以將堆內(nèi)熱量導(dǎo)出,保持壓力容器下封頭的完整性,從而實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物堆內(nèi)滯留。這種方式可保持壓力容器的完整性,防止大多數(shù)威脅安全殼完整性的堆外現(xiàn)象發(fā)生,例如安全殼直接加熱、蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互反應(yīng)等,一定程度上杜絕了放射性的釋放,保證了公眾的安全。
[0004]但現(xiàn)有IVR措施均只對(duì)反應(yīng)堆堆腔進(jìn)行單一注水。而當(dāng)嚴(yán)重事故下原安注系統(tǒng)能動(dòng)部分失效、反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)(PTR)換料水箱中水用盡或壓力容器處于較高壓力(高于高壓安注系統(tǒng)觸發(fā)壓力)等情況下,不能進(jìn)行壓力容器內(nèi)部注水時(shí),單一堆腔注水的方式不能迅速冷卻堆芯,因此熔融物可能迅速落入下封頭,使下封頭內(nèi)熔池的衰變熱增加,容易融穿下封頭,不能保證壓力容器的完整性,從而降低IVR策略成功的概率;而且,單一堆腔注水方式用于大功率核反應(yīng)堆型(如HOOMWe級(jí)堆型)時(shí),安全裕度會(huì)降低,同樣無法提高IVR策略成功的概率。
[0005]因此,有必要提供一種能夠有效延緩事故進(jìn)程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故緩解系統(tǒng),以解決上述現(xiàn)有技術(shù)的不足。
【發(fā)明內(nèi)容】
[0006]本發(fā)明的目的在于提供一種能夠有效延緩事故進(jìn)程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故緩解系統(tǒng)。
[0007]為實(shí)現(xiàn)上述目的,本發(fā)明的技術(shù)方案為:提供一種核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),用于對(duì)壓力容器進(jìn)行內(nèi)外注水,其包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng);其中,堆芯安注系統(tǒng)包括至少一組固定安注子系統(tǒng)或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng),所述固定安注子系統(tǒng)連通設(shè)于所述壓力容器一側(cè)的安注箱及一回路系統(tǒng)的冷管段,用于將所述安注箱內(nèi)的冷卻劑注入所述壓力容器的內(nèi)部,所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源及一回路系統(tǒng)的冷管段,用于將冷卻水注入所述壓力容器的內(nèi)部;堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)或/和至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng),所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通所述安注箱及設(shè)于所述壓力容器外的反應(yīng)堆堆腔,用于非能動(dòng)地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑;所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通所述反應(yīng)堆堆腔及注水水源,用于能動(dòng)地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑。
[0008]較佳地,所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)還包括一與所述冷管段相連通的公共注入管線,所述固定安注子系統(tǒng)、所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)均連接于所述公共注入管線。
[0009]較佳地,所述固定安注子系統(tǒng)包括第一注水管道及安注栗,所述第一注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述冷管段,所述安注栗設(shè)于所述第一注水管道上。
[0010]較佳地,所述固定安注子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第一注水管道上的第一隔離閥、第二隔離閥及第一逆止閥,所述第一隔離閥、所述第二隔離閥位于所述安注箱與所述安注栗之間,所述第一逆止閥位于所述安注栗與所述冷管段之間。
[0011]較佳地,所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)包括臨時(shí)注入管線及依次設(shè)于所述臨時(shí)注入管線的第二逆止閥、第三隔離閥、管線接頭,所述管線接頭用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源,所述臨時(shí)注入管線的另一端用于連接所述冷管段。
[0012]較佳地,所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)還包括連接于所述臨時(shí)注入管線的可移動(dòng)栗。
[0013]較佳地,所述安注箱設(shè)于安全殼內(nèi)或安全殼外。
[0014]較佳地,所述安注箱的位置高于所述冷管段。
[0015]較佳地,所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)包括第二注水管道,所述第二注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述反應(yīng)堆堆腔的底部。
[0016]較佳地,所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第二注水管道上的第四隔離閥、第五隔離閥及第三逆止閥。
[0017]較佳地,所述安注箱的位置高于所述第二注水管道與所述反應(yīng)堆堆腔的連接位置。
[0018]較佳地,所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)包括第三注水管道及動(dòng)力栗,所述第三注水管道的兩端分別連接所述注水水源及所述反應(yīng)堆堆腔的底部,所述動(dòng)力栗設(shè)于所述第三注水管道上。
[0019]較佳地,所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第三注水管道上的隔離閥組及第四逆止閥,所述隔離閥組、所述第四逆止閥位于所述動(dòng)力栗、所述反應(yīng)堆堆腔之間。
[0020]較佳地,所述隔離閥組包括五個(gè)由蓄電池供電的動(dòng)力閥。
[0021 ]較佳地,所述注水水源為設(shè)于安全殼外部的消防水。
[0022]較佳地,所述堆腔注水系統(tǒng)還包括堆腔液位檢測儀,所述堆腔液位檢測儀設(shè)于所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi),用于檢測所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi)的液位。
[0023]與現(xiàn)有技術(shù)相比,由于本發(fā)明的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng),其中,堆芯安注系統(tǒng)包括用于向壓力容器的內(nèi)部注入冷卻劑的固定安注子系統(tǒng)或/和臨時(shí)安注子系統(tǒng),堆腔注水系統(tǒng)至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)及至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng),非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通安注箱及反應(yīng)堆堆腔,能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通注水水源及反應(yīng)堆堆腔。在嚴(yán)重事故下,首先,通過堆芯安注系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻,可有效減少堆芯熔融物質(zhì)量,延緩嚴(yán)重事故進(jìn)程,為后續(xù)的嚴(yán)重事故緩解措施爭取充足時(shí)間,提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率;其次,當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭時(shí),投入堆腔注水系統(tǒng)對(duì)壓力容器的外壁面進(jìn)行冷卻,既能確保早期非能動(dòng)的堆腔淹沒和冷卻,又可在事故后一段時(shí)間內(nèi)能動(dòng)的維持堆腔的長期注水和冷卻,可以在確保極高的注水成功概率前提下,更好的保持壓力容器的完整性,大大降低了安全殼失效的可能性;再者,即便是壓力容器失效,也能極大地減少堆芯熔融物與混凝土相互作用而產(chǎn)生的可燃?xì)怏w,降低安全殼由于且管道布置簡單,具有很高的工程可行性。
【附圖說明】
[0024]圖1是本發(fā)明核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖。
[0025]圖2是圖1中能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)的放大示意圖。
[0026]圖3是圖1的使用狀態(tài)示意圖。
【具體實(shí)施方式】
[0027]現(xiàn)在參考附圖描述本發(fā)明的實(shí)施例,附圖中類似的元件標(biāo)號(hào)代表類似的元件。
[0028]如圖1所示,本發(fā)明所提供的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100,能夠?qū)崿F(xiàn)壓力容器200的內(nèi)部注水和內(nèi)外注水。具體地,壓力容器200設(shè)于反應(yīng)堆堆腔300內(nèi),一回路系統(tǒng)的多個(gè)冷管段201通過一公共注入管線202與PTR系統(tǒng)400(反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng))連接。該P(yáng)TR系統(tǒng)400包括換料水箱401及管道402,管道402的兩端分別連接換料水箱401和公共注入管線202,換料水箱401內(nèi)的冷卻劑通過管道402、公共注入管線202注入一回路系統(tǒng)的多個(gè)冷管段201。
[0029]繼續(xù)參看圖1所示,本發(fā)明的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng)。其中,堆芯安注系統(tǒng)包括至少一組固定安注子系統(tǒng)110或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng)120,所述固定安注子系統(tǒng)110、臨時(shí)安注子系統(tǒng)120均連接于公共注入管線202,用于向壓力容器200的內(nèi)部注入冷卻劑以冷卻堆芯。堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130或/和至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140,非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130、能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140均連接于反應(yīng)堆堆腔300,兩者通過非能動(dòng)和能動(dòng)相結(jié)合的方式向反應(yīng)堆堆腔300注入冷卻劑,實(shí)現(xiàn)壓力容器200的外部安注。
[0030]另外,堆腔注水系統(tǒng)還包括至少一堆腔液位檢測儀(圖未示),堆腔液位檢測儀設(shè)于反應(yīng)堆堆腔300內(nèi),用于檢測其內(nèi)的液位。
[0031]再次參看圖1所示,壓力容器200的一側(cè)設(shè)有安注箱150,安注箱150設(shè)于安全殼內(nèi)或安全殼外,安注箱150內(nèi)貯存有含硼水,本發(fā)明中,安注箱150為固定安注子系統(tǒng)110及非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130的水源,以減少管道的布置,簡化系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。
[0032]其中,固定安注子系統(tǒng)110包括第一注水管道111、安注栗112、第一隔離閥113、第二隔離閥114及第一逆止閥115。第一注水管道111的一端連接于安注箱150的底部,其另一端連接于公共注入管線202;第一隔離閥113、第二隔離閥114、安注栗112、第一逆止閥115依次設(shè)于第一注水管道111上,且第一逆止閥115位于安注栗112與公共注入管線202之間,安注箱150的位置高于一回路系統(tǒng)的冷管段201。
[0033]本發(fā)明中,固定安注子系統(tǒng)110為嚴(yán)重事故專用安注系統(tǒng),即,當(dāng)發(fā)生核電站大破口失水(LBLOCA)等事故進(jìn)程較快的序列時(shí),若堆芯出口溫度超過設(shè)定溫度(如650°C),則由操作員手動(dòng)打開第一隔離閥113和第二隔離閥114,使安注箱150內(nèi)的含硼水能夠通過第一注水管道111注入壓力容器200內(nèi),緩解堆芯的熔化;而嚴(yán)重事故專用安注栗112能夠保證在壓力容器200處于較高壓力(高于高壓安注觸發(fā)壓力)的情況下,向壓力容器200內(nèi)注水以冷卻堆芯。
[0034]繼續(xù)參看圖1,臨時(shí)安注子系統(tǒng)120用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源,以將冷卻水注入壓力容器200的內(nèi)部。其中,公共注入管線202上設(shè)置有臨時(shí)注入接口(圖未示),以連接臨時(shí)安注子系統(tǒng)120。
[0035]具體地,臨時(shí)安注子系統(tǒng)120包括臨時(shí)注入管線121及依次設(shè)于該臨時(shí)注入管線121上的第二逆止閥122、第三隔離閥123、管線接頭124,管線接頭124用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源,該臨時(shí)注入管線121的另一端用于連接臨時(shí)注入接口;且臨時(shí)注入管線121上還可以設(shè)有可移動(dòng)栗(圖未示)。
[0036]本發(fā)明中,管線接頭124可以為消防接頭等快速接頭形式,以便快速連接核電站內(nèi)/外的一切可用水源。
[0037]可以理解地,上述實(shí)施例闡述了堆芯安注系統(tǒng)包括固定安注子系統(tǒng)110和臨時(shí)安注子系統(tǒng)120的方式,但不以此為限,僅設(shè)置固定安注子系統(tǒng)110或臨時(shí)安注子系統(tǒng)120,同樣不影響本發(fā)明技術(shù)方案的實(shí)現(xiàn)。
[0038]下面繼續(xù)結(jié)合圖1所示,本發(fā)明的一優(yōu)選實(shí)施例中,堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130和至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140。同時(shí),因安注箱150也為非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130提供水源,所以,安注箱150的位置和水位應(yīng)能夠保證其通過重力為非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130提供充足水量,下面參看圖1進(jìn)行詳細(xì)描述。
[0039]如圖1所示,所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130包括第二注水管道131、第四隔離閥132、第五隔離閥133及第三逆止閥134,第二注水管道131的兩端分別連接安注箱150的底部及反應(yīng)堆堆腔300的底部,第四隔離閥132、第五隔離閥133及第三逆止閥134依次設(shè)于第二注水管道131上。
[0040]優(yōu)選地,安注箱150的位置高于第二注水管道131與反應(yīng)堆堆腔300的連接位置,因此,在嚴(yán)重事故下,第四隔離閥132和第五隔離閥133可由操作員或自動(dòng)控制裝置打開,使安注箱150內(nèi)的含硼水能夠依靠重力,通過第二注水管道131進(jìn)入堆腔300內(nèi),在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)淹沒堆腔300,進(jìn)行對(duì)壓力容器200的外壁面的早期冷卻。
[0041]可以理解地,安注箱150的位置不以上述方式為限,只要使其位置和其內(nèi)水位保證能夠通過重力為非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130提供注水即可。當(dāng)然,第二注水管道131也不限于連通安注箱150,還可以另外設(shè)置專門的安注設(shè)備來為非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130提供水源,其設(shè)置方式與安注箱150相同,不再贅述。
[0042]再次參看圖1,所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140包括注水水源141、第三注水管道142、動(dòng)力栗143、隔離閥組144及第四逆止閥145,第三注水管道142的兩端分別連接注水水源141及反應(yīng)堆堆腔300的底部,動(dòng)力栗143、隔離閥組144及第四逆止閥145依次設(shè)于第三注水管道142上。其中,注水水源141可以是來自消防水分配系統(tǒng)的消防水,也可以是核電站其他一切可用于冷卻壓力容器200的外壁面的水源。
[0043]當(dāng)液位檢測儀檢測并顯示堆腔300滿水后,投入能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140,即,打開第三注水管道142上的隔離閥組144,使第三注水管道142以小流量模式向堆腔300注水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失,保證對(duì)壓力容器200的外壁面的長期冷卻。
[0044]下面參看圖2所示,所述隔離閥組144包括五個(gè)由蓄電池供電的動(dòng)力閥。五個(gè)動(dòng)力閥分別為第一動(dòng)力閥144a、第二動(dòng)力閥144b、第三動(dòng)力閥144c、第四動(dòng)力閥144d及第五動(dòng)力閥144e。其中,第一動(dòng)力閥144a、第二動(dòng)力閥144b串聯(lián)形成第一支路,第三動(dòng)力閥144c、第四動(dòng)力閥144d串聯(lián)形成第二支路,第一、第二支路并聯(lián),第五動(dòng)力閥144e的兩端分別連接于第一、第二支路,且第五動(dòng)力閥144e的一端連接于第一動(dòng)力閥144a、第二動(dòng)力閥144b之間,其另一端連接于第三動(dòng)力閥144c、第四動(dòng)力閥144d之間。這樣,在核電站正常運(yùn)行時(shí),第一至第五動(dòng)力閥144a-144e均處于全關(guān)狀態(tài);嚴(yán)重事故時(shí),第一至第五動(dòng)力閥144a-144e接受信號(hào)全部開啟或由操作員手動(dòng)全部開啟。這樣,第一至第五動(dòng)力閥144a-144e中若有一個(gè)誤開或者誤關(guān),隔離閥組144仍能正常工作,不會(huì)對(duì)能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140產(chǎn)生負(fù)面影響,可保證能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140在電廠正常運(yùn)行及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下處于備用狀態(tài),在嚴(yán)重事故工況下可以及時(shí)投入,且不會(huì)對(duì)其他安全系統(tǒng)產(chǎn)生負(fù)面影響。
[0045]下面參看圖3所示,對(duì)本發(fā)明核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100的工作原理及過程進(jìn)行描述。
[0046]如圖3所示,當(dāng)應(yīng)對(duì)核電站大破口失水(LBL0CA)等事故進(jìn)程較快的序列時(shí),若堆芯出口溫度超過設(shè)定溫度(如650°C),可認(rèn)為堆芯已損傷,電廠進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài),此時(shí)由操作員手動(dòng)打開第一注水管道111上的第一隔離閥113、第二隔離閥114,通過能動(dòng)的方式將安注箱150中的一部分含硼水注入壓力容器200內(nèi),以冷卻堆芯,推遲堆芯的熔化,減少落入下封頭的熔融物質(zhì)量,降低下封頭內(nèi)熔池的衰變熱,從而延緩嚴(yán)重事故的進(jìn)程,緩解嚴(yán)重事故的后果。
[0047]同時(shí),通過操作員將臨時(shí)注入管線121的一端連接于公共注入管線202上的臨時(shí)注入接口,將管線接頭124連接于核電站內(nèi)/外的可用水源,例如消防水,并打開第三隔離閥123,由此可將冷卻水注入壓力容器200內(nèi)以冷卻堆芯。
[0048]隨后,當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭時(shí),由操作員或自動(dòng)控制裝置打開第二注水管道131上的第四隔離閥132、第五隔離閥133,安注箱150內(nèi)的含硼水因重力作用,以非能動(dòng)大流量注入模式注入反應(yīng)堆堆腔300,可在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)將堆腔300充滿水。
[0049]然后,當(dāng)堆腔液位檢測儀檢測到堆腔300滿水后,將投入能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140,即,打開第三注水管道142上的隔離閥組144,以小流量模式向堆腔300注水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失,保證對(duì)壓力容器200的外壁面的長期冷卻。
[0050]繼續(xù)參看圖2所示,當(dāng)發(fā)生全廠斷電事故而引發(fā)嚴(yán)重事故序列時(shí),若堆芯出口溫度超過650°C(約事故發(fā)生后2小時(shí)),此時(shí)因電廠全部失電,能動(dòng)的堆芯安注系統(tǒng)及其他能動(dòng)的向壓力容器200內(nèi)部注水的系統(tǒng)均失效,從而無法向壓力容器200的內(nèi)部注水。此時(shí),可啟動(dòng)非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130,即,由操作員或自動(dòng)控制裝置打開第二注水管道131上的第四隔離閥132、第五隔離閥133,以非能動(dòng)大流量注入模式將安裝箱111中的含硼水注入堆腔300,從而在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)將堆腔300充滿水。
[0051]當(dāng)堆腔液位檢測儀檢測到堆腔300滿水后,投入能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140,即,打開第三注水管道142上的隔離閥組144,以小流量模式向堆腔300注入水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失,保證對(duì)壓力容器200的外壁面的長期冷卻。
[0052]可以理解地,當(dāng)本發(fā)明的堆腔注水系統(tǒng)僅包括非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)130或僅包括能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)140時(shí),其結(jié)構(gòu)及原理均與上述方式相同,不再贅述。
[0053]通過以上描述可知,由于本發(fā)明的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100,通過壓力容器內(nèi)注水與壓力容器外注水、能動(dòng)堆腔注水與非能動(dòng)堆腔注水相結(jié)合,在嚴(yán)重事故下核電站其他安全注入系統(tǒng)不可用時(shí),首先,通過堆芯安注系統(tǒng)向壓力容器200內(nèi)注入充足水量以實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻,緩解堆芯融化,可有效減少堆芯熔融物質(zhì)量,延緩嚴(yán)重事故進(jìn)程,為堆腔注水等后續(xù)的嚴(yán)重事故緩解措施爭取充足時(shí)間,提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率;其次,當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭,投入堆腔注水系統(tǒng)對(duì)壓力容器200的外壁面進(jìn)行冷卻,并與其他安全功能(如一回路卸壓等)同時(shí)作用,既能夠保證早期非能動(dòng)的堆腔淹沒和冷卻,又能在事故后一段時(shí)間內(nèi)能動(dòng)的維持堆腔300的長期注水和冷卻,可以在確保極高的注水成功概率前提下,更好的保持壓力容器200的完整性,實(shí)現(xiàn)熔融物的堆內(nèi)滯留,防止大多數(shù)可能威脅安全殼完整性的堆外現(xiàn)象(如安全殼直接加熱、熔融物-混凝土反應(yīng)等)出現(xiàn),大大降低了安全殼失效的可能性;再者,即使壓力容器200失效,也能極大地減少堆芯熔融物與混凝土相互作用而產(chǎn)生的可燃?xì)怏w,降低安全殼由于氫氣燃爆而引發(fā)的風(fēng)險(xiǎn)。因此,該核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100的性能穩(wěn)定可靠,管道布置簡單,具有很高的工程可行性。
[0054]以上所揭露的僅為本發(fā)明的優(yōu)選實(shí)施例而已,當(dāng)然不能以此來限定本發(fā)明之權(quán)利范圍,因此依本發(fā)明申請(qǐng)專利范圍所作的等同變化,仍屬本發(fā)明所涵蓋的范圍。
【主權(quán)項(xiàng)】
1.一種核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),用于對(duì)壓力容器進(jìn)行內(nèi)外注水,其特征在于:包括 堆芯安注系統(tǒng),其包括至少一組固定安注子系統(tǒng)或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng),所述固定安注子系統(tǒng)連通設(shè)于所述壓力容器一側(cè)的安注箱及一回路系統(tǒng)的冷管段,用于將所述安注箱內(nèi)的冷卻劑注入所述壓力容器的內(nèi)部,所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源及一回路系統(tǒng)的冷管段,用于將冷卻水注入所述壓力容器的內(nèi)部; 堆腔注水系統(tǒng),其包括至少一組非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)或/和至少一組能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng),所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通所述安注箱及設(shè)于所述壓力容器外的反應(yīng)堆堆腔,用于非能動(dòng)地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑;所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)連通所述反應(yīng)堆堆腔及注水水源,用于能動(dòng)地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑。2.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:還包括一與所述冷管段相連通的公共注入管線,所述固定安注子系統(tǒng)、所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)均連接于所述公共注入管線。3.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述固定安注子系統(tǒng)包括第一注水管道及安注栗,所述第一注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述冷管段,所述安注栗設(shè)于所述第一注水管道上。4.如權(quán)利要求3所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述固定安注子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第一注水管道上的第一隔離閥、第二隔離閥及第一逆止閥,所述第一隔離閥、所述第二隔離閥位于所述安注箱與所述安注栗之間,所述第一逆止閥位于所述安注栗與所述冷管段之間。5.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)包括臨時(shí)注入管線及依次設(shè)于所述臨時(shí)注入管線的第二逆止閥、第三隔離閥、管線接頭,所述管線接頭用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源,所述臨時(shí)注入管線的另一端用于連接所述冷管段。6.如權(quán)利要求5所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)還包括連接于所述臨時(shí)注入管線的可移動(dòng)栗。7.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述安注箱設(shè)于安全殼內(nèi)或安全殼外。8.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述安注箱的位置高于所述冷管段。9.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)包括第二注水管道,所述第二注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述反應(yīng)堆堆腔的底部。10.如權(quán)利要求9所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述非能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第二注水管道上的第四隔離閥、第五隔離閥及第三逆止閥。11.如權(quán)利要求9所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述安注箱的位置高于所述第二注水管道與所述反應(yīng)堆堆腔的連接位置。12.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)包括第三注水管道及動(dòng)力栗,所述第三注水管道的兩端分別連接所述注水水源及所述反應(yīng)堆堆腔的底部,所述動(dòng)力栗設(shè)于所述第三注水管道上。13.如權(quán)利要求12所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述能動(dòng)堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第三注水管道上的隔離閥組及第四逆止閥,所述隔離閥組、所述第四逆止閥位于所述動(dòng)力栗、所述反應(yīng)堆堆腔之間。14.如權(quán)利要求13所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述隔離閥組包括五個(gè)由蓄電池供電的動(dòng)力閥。15.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述注水水源為設(shè)于安全殼外部的消防水。16.如權(quán)利要求1所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng),其特征在于:所述堆腔注水系統(tǒng)還包括堆腔液位檢測儀,所述堆腔液位檢測儀設(shè)于所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi),用于檢測所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi)的液位。
【文檔編號(hào)】G21C15/18GK105845187SQ201610330389
【公開日】2016年8月10日
【申請(qǐng)日】2016年5月18日
【發(fā)明人】張會(huì)勇, 張雷, 展德奎, 孫吉良, 廖業(yè)宏
【申請(qǐng)人】中廣核研究院有限公司, 中國廣核集團(tuán)有限公司, 中國廣核電力股份有限公司