專利名稱:一種能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統的制作方法
技術領域：
本發(fā)明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腔注水冷卻系統。
背景技術：
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滯留(In-Vessel Retention, 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滯留在壓力容器內。通過非能動的方式對堆芯熔融物進行冷卻，優(yōu)點是結構簡單造價低(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，防止了放射性物質的泄漏，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 動系統僅適用于非能動安全系統核電廠，對于能動型專設安全設施的核電廠，上述系統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WffER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，熔融物固化后結構緊湊，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，因此減少了裂變產物的泄漏，安全殼內壓力也較低。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，長達數月。

發(fā)明內容
本發(fā)明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合的堆腔注水冷卻系統，在核電站發(fā)生嚴重事故工況時，堆腔注水冷卻系統使含硼水流過堆腔，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。
本發(fā)明的技術方案如下一種能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，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合的堆腔注水冷卻系統，其中，所述的非能動堆腔注水箱設置在安全殼內部，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部與壓力容器保溫層相連接。[0007]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合的堆腔注水冷卻系統，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合的堆腔注水冷卻系統，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合的堆腔注水冷卻系統，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相連接。
進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，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合的堆腔注水冷卻系統，其中，所述的非能動堆腔注水箱為封閉的鋼筋混凝土結構，并設有不銹鋼襯里。
進一步，如上所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其中，系統的管道及管件的材料均為奧氏體不銹鋼。
本發(fā)明的有益效果如下本發(fā)明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，實現長期冷卻。通過本發(fā)明所提供的堆腔注水冷卻系統，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。本發(fā)明具有冗余性、多樣性、占用空間小、熔融物固化時間短、可靠性聞等特點。


圖I為堆腔注水冷卻系統的非能動堆腔注水箱置于安全殼內部的實施例結構示意圖。
具體實施方式
本發(fā)明提供了一種能動與非能動相結合的方式將冷卻水注入堆腔，對壓力容器內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合的堆腔注水冷卻系統(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，可以設在安全殼內或安全殼外。
CIS系統的非能動部分包括設在安全殼內(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，設置了四臺并聯的直流電動閥和兩臺逆止閥作為隔離部件，在經過上述閥門后，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部與壓力容器保溫層相連接。四臺并聯的電動閥為由蓄電池供電的直流電機驅動的閥門。CIS系統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量，均從內置(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部堆芯下方地坑位置。兩臺堆腔注水冷卻泵出口管線在經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構的開洞數量，以保證堆腔土建結構穩(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系統處在停運備用狀態(tài)。
下面結合附圖和實施例對本發(fā)明進行詳細的描述。
實施例I
如圖I所示，能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統(CIS)，包括一臺非能動堆腔注水箱I和兩臺堆腔注水冷卻泵3，所述的非能動堆腔注水箱I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。換料水箱4可以設置在安全殼外或安全殼內，優(yōu)選的方案是將換料水箱設置在堆芯下方地坑位置，換料水箱位于最低處，方便匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源。
本實施例中，所述的非能動堆腔注水箱設置在安全殼內部，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。
兩臺堆腔注水冷卻泵3的出口管線分別經過安全殼隔離閥后貫穿安全殼5，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。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量，均從內置(或外置)換料水箱取水。堆腔注水冷卻泵3的入口管同時與安全殼外消防水源系統6相連接。
所述的非能動堆腔注水箱為封閉的鋼筋混凝土結構，并設有不銹鋼襯里。系統的管道及管件的材料均為奧氏體不銹鋼。
在發(fā)生堆芯損毀事故后，堆芯出口溫度達到650°C時接到報警，需要CIS系統投入時，先啟動CIS系統能動部分，啟動兩臺堆腔注水冷卻泵中的一臺，從下部的內置(或外置)換料水箱取水，形成持續(xù)的堆腔注入冷卻。在內置(或外置)換料水箱水位暫時不可用時，則通過臨時接管與安全殼廠房內的消防水管道相連，作為CIS系統的冷卻水源。當內置換料水箱恢復使用時，可以將與消防管道的連接斷開，再恢復使用換料水箱內的水源。
在CIS系統能動部分投入后，注入堆腔內的冷卻劑流經壓力容器表面，帶走壓力容器內堆芯熔融物產生的熱量，從主管道與堆腔之間縫隙流出，最終匯至換料水箱，由堆腔注水冷卻泵重新再將冷卻劑注入堆腔，形成可持續(xù)的循環(huán)冷卻。
如果CIS系統能動部分不可用(例如全廠斷電，應急柴油機也不可用)，操縱員可以在主控室或者安全殼外就地手動打開由蓄電池供電的直流電動閥，非能動堆腔注水箱將冷卻水注入到保溫層與壓力容器之間，根據堆芯熔融物釋熱的變化，依靠重力保持非能動的堆腔注入。首先高位大管徑管線和低位小管徑管線同時作用將堆腔淹沒，隨后低位小管徑管線對堆腔進行持續(xù)補水，使壓力容器外壁始終保持淹沒在冷卻劑中，防止堆芯熔融物熔穿壓力容器。隨著緩解事故的時間進展，熔融物釋熱逐漸降低，所需冷卻水量也逐漸減小，非能動水箱液位不斷下降，能夠提供的冷卻水流量也在逐漸降低，為滿足冷卻水流量和堆腔內冷卻水液位的要求，可能需要為水箱提供額外補水。由于發(fā)生嚴重事故后，安全殼非能動熱量導出系統(PCS)也將啟動將熱量導出安全殼傳到最終熱阱大氣，進行降溫降壓，PCS系統的結構可參見中國專利申請201210090809. 9。與此同時，PCS系統將安全殼大氣中的 蒸汽冷凝后，通過重力非能動地沿PCS系統安全殼內熱交換器的壁面向下流動收集至非能動堆腔注水箱，在全廠斷電的情況下可以為水箱非能動的提供補水。同時維修人員應恢復CIS系統能動部分和安噴系統，以便形成堆芯熔融物的長期冷卻和安全殼內環(huán)境的長期降壓和冷卻。CIS系統的能動部分恢復后，由堆腔注水冷卻泵繼續(xù)將冷卻水注入堆腔，即使由蓄電池供電的電動閥無法關閉，但逆止閥可以保證非能動堆腔注水箱不會被污染。
當嚴重事故得到緩解，運行人員判斷不再會發(fā)生壓力容器下封頭失效的危險時，由運行人員將上述設備關閉和停運。
實施例2
本發(fā)明還提供了另一種能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統(CIS)的結構，與實施例I的主要區(qū)別在于，非能動堆腔注水箱設置在安全殼外部，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。作為冷卻水源的換料水箱，也可以采取外置于安全殼的形式。
實施例2的CIS系統的投運方式和工作過程與實施例I中的CIS系統類似。但是，由于非能動堆腔注水箱置于安全殼外，無法再通過PCS系統的蒸汽冷凝水對非能動堆腔注水箱進行補水，因此，可以考慮增加外部的補水管線。
顯然，本領域的技術人員可以對本發(fā)明進行各種改動和變型而不脫離本發(fā)明的精神和范圍。這樣，倘若對本發(fā)明的這些修改和變型屬于本發(fā)明權利要求
及其同等技術的范圍之內，則本發(fā)明也意圖包含這些改動和變型在內。
權利要求
1.一種能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于包括非能動堆腔注水箱(I)和堆腔注水冷卻泵(3)，所述的非能動堆腔注水箱(I)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。
2.如權利要求
I所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于所述的非能動堆腔注水箱(I)設置在安全殼(5)內部，與非能動堆腔注水箱(I)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部與壓力容器保溫層相連接。
3.如權利要求
I所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于非能動堆腔注水箱設置在安全殼外部，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。
4.如權利要求
2所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于所述的高、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。
5.如權利要求
2所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于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。
6.如權利要求
I所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于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部堆芯下方地坑位置。
7.如權利要求
I或5所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于所述的堆腔注水冷卻泵(3)的入口管還與安全殼外消防水源系統(6)相連接。
8.如權利要求
7所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于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。
9.如權利要求
I所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于所述的非能動堆腔注水箱為封閉的鋼筋混凝土結構，并設有不銹鋼襯里。
10.如權利要求
I所述的能動與非能動相結合的堆腔注水冷卻系統，其特征在于系統的管道及管件的材料均為奧氏體不銹鋼。
專利摘要
本發(fā)明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腔注水冷卻系統。其結構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。本系統作為嚴重事故對策，以能動和非能動相結合的多冗余及多樣性的方式，在事故發(fā)生時實現帶走堆芯熔融物、排出堆芯熱量、防止熔穿的安全功能。
文檔編號G21C15/18GKCN102867549SQ201210374597
公開日2013年1月9日 申請日期2012年9月27日
發(fā)明者于勇, 袁霞, 趙俠, 張國強, 李京彥, 宋代勇, 萬礪珂, 趙斌 申請人:中國核電工程有限公司導出引文BiBTeX, EndNote, RefMan