反应堆严重事故非能动应急冷却系统

1.反应堆严重事故非能动应急冷却系统，其特征在于在反应堆外设有高位水池、重度污染水池(C3)、中度污染水池(C2)和轻度污染水池(C1)，高位水池供水管第一支路经第一梭式止回阀与堆芯压力容器连接，第二支路经第二梭式止回阀与安全壳连接，第三支路经第三梭式止回阀接外屋通气孔上的喷淋器，安全壳上的处于低位的第一出水管经第四梭式止回阀接重度污染水池(C3)，安全壳上的处于高位的第二出水管经第五梭式止回阀接中度污染水池(C2)，外屋的第三出水管经第六梭式止回阀接轻度污染水池(C1)，所有污染水池都有盖板，各污染水池有升压泵经吸水器将污染水从水池中泵出经回流管上的梭式止回阀和污染水处理装置处理后回流高位水池。
2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于供水泵经第七梭式止回阀给高位水池补水。
3.根据权利要求2所述的系统，其特征在于供水泵，升压泵和污染水处理装置的电源由移动动力源提供。
4.根据权利要求2所述的系统，其特征在于高位水池供水管的第一、二、三支路上的梭式止回阀入口端串接有并联的切断阀和非能动梭式切断阀，第一、二、三出水管的梭式止回阀的入口端各串联有第一、二、三切断阀，外屋的底部有第四出水管经并联的切断阀和非能动梭式切断阀接于第四梭式止回阀与第一切断阀之间的管道上。
5.根据权利要求4所述的系统，其特征在于高位水池供水管主管经并联的第八梭式止回阀，第九梭式止回阀与增压器的串联支路后分别与供水管第一、二、三支路入口连接。
6.根据权利要求1所述的系统，其特征在于高位水池供水管的第二支路穿过安全壳与壳内的换料水箱连接，换料水箱通过非能动余热排出交换器与稳压器连接，稳压器与蒸发器连接，蒸发器通过堆芯冷却剂系统与堆芯压力容器连接，堆芯压力容器通过设有阀门的管道分别与补水箱和安全注水箱连接。
7.根据权利要求5所述的系统，其特征在于第一至第九梭式止回阀为高温高压梭式焊接止回阀或梭式微阻止回阀或梭式止回阀。

反应堆严重事故非能动应急冷却系统\n技术领域：\n[0001] 本发明与核电站堆芯冷却、泄压余热排除系统有关，尤其与由于地震和海啸导至动力源被摧毁，上述系统无法工作的非能动应急水力冷却系统有关。\n背景技术：\n[0002] 现有的反应堆通过外设动力源的水冷却系统向堆芯压力容器注水冷却降温水，冷却系统由注水泵，电驱动阀和管道组成，通过相同的水冷却系统向安全壳内的喷淋器注水。\n堆芯和安全壳的冷却水排出系统也由排水泵电驱动阀和管道组成。已有冷却系统有如下缺点：\n[0003] 1)外设动力源遭遇超越设计基准的自然灾害、严重事故的影响下失效，安全级柴油发电机及其它动力源被摧毁，堆芯压力容器、安全壳冷却系统也随之失效；\n[0004] 2)大量采用的电动控制、驱动的设备、仪表、阀等在遭遇超越设计基准的自然灾害、严重事故中，处于高温、高压、高湿、断电的情况下失效，堆芯压力容器、安全壳冷却系统也随之失效。\n[0005] 现有的冷却系统也有在外屋上方空气出口上设置高位水槽向安全壳喷淋冷却水，安全壳内也设置水箱向堆芯压力容器，在紧急情况下向压力容器注水。但仍有如下不足之处：\n[0006] 1)安全壳冷却系统：由非能动的外部空气自然循环，高位水槽喷淋，将安全壳中空气的热量排出大气中，这是典型、精湛的非能动设计。\n[0007] 但遭遇超越设计基准的自然灾害破坏、严重事故的影响，自然通道的流阻、喷淋水膜蒸发面积会受到一些影响；高位水槽在无水源补充情况下维持时间有限。\n[0008] 2)堆芯冷却系统：自动降压系统采用多级、多样性设备，有少数直流驱动球阀和电点火，管线爆破阀；堆芯非能动注水的补水箱、注水箱、换料水箱回路中仍有少量直流驱动阀；失水事故后的内部蒸发凝结、重力注水再循环是理想的长期热阱，但重力回路中仍有个别电驱动阀。\n[0009] 遭遇超越设计基准的自然灾害破坏、严重事故的影响，回路中仅有的极少数直流控制、驱动元件在高温、高压、高湿条件下失效，成为降压、注入、循环系统的瓶颈；多种形式注水箱在没有水源补充的情况下难于实现长期冷却。\n发明内容：\n[0010] 本发明的目的是提供一种独立于反应堆已有的冷却系统，在反应堆已有的冷却系统因灾害和事故失效后仍能有效运转的反应堆严重事故非能动应急冷却系统。\n[0011] 本发明是这样实现的：\n[0012] 本发明反应堆严重事故非能动应急冷却系统，在反应堆外设有高位水池、重度污染水池C3、中度污染水池C2和轻度污染水池C1，高位水池供水管第一支路经第一梭式止回阀与堆芯压力容器连接，第二支路经第二梭式止回阀与安全壳连接，第三支路经第三梭式止回阀接外屋通气孔上的喷淋器，安全壳上的处于低位第一出水管经第四梭式止回阀接重度污染水池C3，安全壳上的处于高位的第二出水管经第五梭式止回阀接中度污染水池C2，外屋的第三出水管经第六梭式止回阀接轻度污染水池C1，所有污染水池都有盖板，各污染水池有升压泵经吸水器将污染水从水池中泵出经回流管上的梭式止回阀和污染水处理装置处理后回流高位水池。\n[0013] 供水泵经第七梭式止回阀给高位水池补水。\n[0014] 供水泵，升压泵和污染水处理装置的电源由移动动力源提供。\n[0015] 高位水池供水管的第一、二、三支路上的梭式止回阀入口端串接有并联的切断阀和非能动梭式切断阀，第一、二、三出水管的梭式止回阀的入口端各串联有第一、二、三切断阀，外屋的底部有第四出水管经并联的切断阀和非能动梭式切断阀接于第四梭式止回阀与第一切断阀之间的管道上。\n[0016] 高位水池供水管主管经并联的第八梭式止回阀，第九梭式止回阀与增压器的串联支路后分别与供水管第一、二、三支路入口连接。\n[0017] 高位水池供水管的第二支路穿过安全壳与壳内的换料水箱连接，换料水相通过非能动余热排出交换器与稳压器连接，稳压器与蒸发器连接，蒸发器通过堆芯冷却剂系统与堆芯压力容器连接，堆芯压力容器通过设有阀门的管道分别与补水箱和安全注水箱连接。\n[0018] 第一至第九梭式止回阀为高温高压梭式焊接止回阀或梭式微阻止回阀。\n[0019] 本发明独立于反应堆现有冷却系统。现有冷却系统正常运行时，本发明仅为备用系统，不运行，唯有现有冷却系统被破坏，本发明才启动。本发明的管道，水源，阀门布置合理，以多样性和多重性布置确保本发明在灾害中能有效运行。本发明的阀门大多采用非能动设备，确保冷却系统在外设动力源被破坏时仍能不间断运行。\n附图说明：\n[0020] 图1为已有的反应堆冷却系统之一。\n[0021] 图2为已有的反应堆冷却系统之二。\n[0022] 图3为本发明总体结构图。\n[0023] 图4为本发明结构图之一。\n[0024] 图5为本发明结构图之二。\n具体实施方式：\n[0025] 实施例1：\n[0026] 如图3所示，本发明由如下设备构成：\n[0027] 1-高位水池供水泵；2a-2g-非能动控制阀组，除2C为高温高压梭式焊接止回阀外，其它的为梭式微阻止回阀、3-移动泵接口；4-高位水池供水管；5-高位水池；6-堆芯压力容器冷却；7-安全壳外屋架；8-钢制安全壳外壳冷却；9a-9c-污染池盖板；10a-10c-污染池吸水器；11-轻度污染处理装置；12-中度污染处理装置；13-重度污染处理装置；\n14a-14c-升压泵；15-非能动安全壳外喷淋器；16-非能动增压器；H1-安全壳内淹没水位\n1；H2-安全壳内淹没水位2；90、90a-非能动主供水管；100-经水处理后返回管[0028] 非能动堆芯压力容器冷却注入、循环路线如下：\n[0029] 高位水池5、主供水管90、升压器16、主供水管90a、管80、阀2c、管81、堆芯冷却\n6、安全壳內淹没深度H1、管82、阀2f、管83、重度污染水池C3、吸水器10c、泵14c、重度污染处理装置13、返回管100、高位水池5；\n[0030] 非能动安全壳冷却注入、循环路线如下：\n[0031] 高位水池5、主供水管90、升压器16、主供水管90a、70、阀2b、管71、安全壳內淹没深度H2、管72、阀2e、管73、中度污染水池C2、吸水器10b、泵14b、中度污染处理装置12、返回管100、高位水池5；\n[0032] 非能动安全壳外喷淋冷却、循环路线如下：\n[0033] 高位水池5、主供水管90、升压器16、主供水管90a、60、阀2a、管61、安全壳外喷淋器15、管62、阀2d、管63、轻度污染水池C1、吸水器10a、泵14a轻度污染处理装置11、返回管100、高位水池5；\n[0034] 本系统应对严重事故堆芯压力升高、安全壳压力升高的措施\n[0035] 位能自流启动程序为：先开启阀2a、喷淋器15、阀2d、2e、2f为安全壳、堆芯压力容器喷淋、排气减压；再开启注水阀2b、2c向安全壳、堆芯压力容器注水；\n[0036] 位能自流不适应安全壳、堆芯压力容器压力升高，启动非能动增压器16实现安全注水。\n[0037] 建立系统的基本原则\n[0038] 运用非能动控制基本原理建立起独立系统；\n[0039] 适用现有不同容量，多种堆型，保证现有技术系统的多样性和独立性，本发明在正常运行时不破坏现有技术的流体特性、结构特性、温度特性，仅为现有技术的后备保护；\n[0040] 现有技术正常运行和发生设计基准事故时，本系统不启动，隔离阀处于全闭，\n100％的全隔离；唯有发生严重事故时能及时、淮确、安全、可靠地实施非能动应急冷却。\n[0041] 严重事故反应堆非能动应急冷却系统的设计应遵循热工水力设计准则；\n[0042] 严重事故反应堆非能动应急冷却系统的运行；设备、管道、容器、阀门的操控应符合非能动原理；\n[0043] 系统管网流通能力计算、流阻计算遵循水力学相关原则。\n[0044] 系统管网设备、管道、容器、阀门的布置、选型应注重多重性、多样性防御共因失效原则。\n[0045] 高位水池的容量与堆型、堆容量、应急保护堆的数量相关。\n[0046] 本发明的基本设置：\n[0047] 在厂区或附近设立高位水池\n[0048] 以美国AP1000为例，用于预防和缓解设计基准事故的应急用水总量不超过1万立方米，其主要装备容量如下：\n[0049] (1)堆芯补水箱2个，容量共70.8m3；\n[0050] (2)安注水箱2个，容量共56.6m3；\n[0051] (3)安全壳内换料水箱1个，容量2092m3；\n[0052] (4)安全壳冷却水贮存箱1个，容量2864m3；\n[0053] (5)安全壳冷却水辅助水箱1个，容量2950m3；\n[0054] (6)反应堆冷却剂(含稳压器内)体积，容量271.95m3。\n[0055] 共计：8305.35m3。\n[0056] 总量为8305.35m3的多种措施用于缓解设计基准事故时，人工不干预时间为72小时该应急用水量容量和人工不干预时间，理论地适用于基准设计事故，无力拯救严重事故；\n[0057] 高位水池的容量应参考三里岛、切尔诺贝利、福岛核电站三大严重事故从开始到冷仃堆的用量，严重事故发生的强度和深度莫测，以宽容的裕度考虑水池容量设置为已有堆型应急用水总量的30-50倍，保证在相关控制元件、设备、循环系统全部失效，高位水池安全不间断地穿流式带走热量；\n[0058] 如按AP1000的8305.35m3来计算压力水池容量为：25万m3以上，可保证基准设计事故时90天以上应急处理；严重事故下安全壳内设备、元件、仪表被摧毁时提高淹没深度至H2，加大补水流量，延长补水时间，把压力容器、安全壳内部循环变为体外循环，进行大流量强迫降温。\n[0059] 根据事故状态可同时或独立实现：\n[0060] a.堆芯压力容器淹没式穿流外循环；\n[0061] b.安全壳内一定容量淹沒式穿流外循环；\n[0062] c.安全壳顶穿流式喷淋。\n[0063] 系统元件应具备适应非能动、手动、机器人、气动、远动、移动动力源驱动等多种方式操作方式。\n[0064] 在现有厂区附近建由厂区自流排放至的核污染水池，水池容量约大于高位水池，设核污染处理设备，经处理后的水由泵提升至高位水池，以保证更长時间不间断循环冷却。\n[0065] 高位水池的供水泵、管路，向厂区应急补水管路、阀尽量布置在掩体内以防核辐射。高位水池的供水泵、核污染水池升压泵接口设移动泵应急接口备用。\n[0066] 高位水池应急补水管路应尽量利用现有设备及设备开孔，并行分别直接进入堆芯压力容器、堆芯安全壳内、堆芯安全壳外顶部，经专用排水管排至核污染水池；\n[0067] 严重事故非能动应急水力循环系统由：大容量高位水池，核污染水池，核污染处理设备，水泵、管路等构成。非能动技术控制管路系统阀的启闭，与现有系统正常运行建立可靠的锁定和完全的隔离。\n[0068] 放射性废液处理采用离子交换技术，处理后产生固体废物少，经处理过的水需经取样监测，符合规定后才能返回高位水池。\n[0069] 反应堆严重事故应急冷却系统与现有技术1的联接如图4所示，包括如下设备：\n[0070] 1-堆芯压力容器；2-堆芯冷却剂系统；3-蒸发器；4-稳压器；5-安全注水箱；\n6-钢制安全壳容器；7-事故后再循环池；8-安全壳内喷淋器；9-安全壳喷淋系统；10-换料存贮水箱；11-高压安全注水泵；12-低压安全注水泵、余热排出泵；13-电驱动阀；14-安全壳外喷淋器\n[0071] 件63、73、67、77、91为非能动梭式微阻止回阀或梭式止回阀，件83、85为高温高压梭式焊接止回阀。\n[0072] 件61、71、81、66、76、88、88a为电动、手动、机器人、远动、现场控制两用切断阀，反应堆正常运行时处于常闭状态。\n[0073] 件80、84、86为新增堆芯非能动应急注水管；\n[0074] 件87、87a、90、92为新增安全壳淹没深度为H1的非能动溢流、排水管(排气)；\n[0075] 件70、74、75、78为新增安全壳淹没深度为H2的非能动注水、溢流、排水管(排气)；\n[0076] 件60、64、65、68为新增安全壳外喷淋的非能动注水、排水管。\n[0077] 实施例2：\n[0078] 本发明与现有技术2的联接如图5所示，包括如下设备：\n[0079] 1-堆芯压力容器；2-堆芯冷却剂系统；3-堆芯冷却剂泵；4-蒸发器；5-稳压器；\n6-非能动余热排出交换器；7-换料水箱；8-堆芯补水箱；9-安全注水箱；10-钢制安全壳容器；11-导流板；12-外部冷却空气入口；13-水膜蒸发；14-PCS重力水箱；15-自然对流空气出口、16-新增非能动安全壳外喷淋器\n[0080] 件63、73、67、77、91为非能动梭式微阻或梭式止回阀，件83、85为高温高压梭式焊接止回阀。\n[0081] 件61、71、81、66、76、88、88a为电动、手动、机器人、远动、现场控制切断阀，反应堆正常运行时处于常闭状态。\n[0082] 件62、72、82、89为非能动、手动、机器人、液动、远动、现场控制切断阀，反应堆正常运行时处于常闭状态。\n[0083] 件40、70、80、84、86为新增堆芯非能动应急注水管；\n[0084] 件87、87a、90、92为新增安全壳淹没深度为H1的非能动溢流、排水管(排气)；\n[0085] 件74、75、78为新增安全壳淹没深度为H2的非能动注水、溢流、排水管(排气)；\n[0086] 件60、64、65、68为新增安全壳外喷淋的非能动注水、排水管。\n[0087] 其余结构与实施例1相同。\n[0088] 1.梭式止回阀：中国专利号：200710050791.9\n[0089] 2.梭式微阻止回阀：中国专利号：ZL200710050795.7；\n[0090] 授权公告日：2010.12.22；\n[0091] 3.高温高压梭式焊接止回阀：中国专利号：201010123357.0\n[0092] 4.非能动梭式切断阀驱动调节装置：中国专利号：201010137573.0\n[0093] 5.电动切断阀：《实用阀门手册》陆佩文主编.P.1323页；\n[0094] 机械工业出版社2002.10第1版\n[0095] 6.现有技术1；现有技术2出自：《非能动安全核电厂AP1000》林诚格主编P.25、P.195页；原子能出版社；2008.8第1版；\n[0096] 7.非能动增压器：\n[0097] [1]《超高压水力双作用连续自动增压器》中国专利申请号：97206046.9；专利申请日：97.5.23；授权公告：CN2346977Y；授权公告日：1999.11.3\n[0098] [2]《增压器》中国CN201010205750.4；申请日：2010.6.22\n[0099] 8.核污染水处理装置：\n[0100] 【英国《国际核工程》2002年10月刊报道】德国莱茵·威斯特伐里亚核电公司(RWENukem)开始长期处理美国卡尔弗特悬岩核电厂的液体废物。该公司将提供一个30gpm的先进液体废物处理系统(Alcon)，以减少核电厂放射性废物的排放，并使它达到核电运行研究院(INPO)制定的25％的性能水平。RWENukem将与卡尔弗特悬岩核电厂共同进行验证试验，对核电厂目前处理废物流的工艺系统的性能进行基准测试。Alcon系统包括一个高科技膜和离子交换系统。膜将用于去除废液中所有的悬浮固体颗粒，然后直接进行离子交换去除剩余的溶解固体。该系统将把废液保存在一个高整体性的容器中，因此，无须对废弃的膜进行厂外处理或热处理。到目前为止，RWENukem已收到来自美国卡勒韦核电厂、帕利塞兹核电厂和锡布鲁克核电厂有关类似系统的合同。RWENukem将为卡尔弗特悬岩核电J¨‘提供离子交换树脂、专用离子介质、工作人员和其他相关服务。(常冰译哈琳校)\n[0101] 中国相关技术\n[0102] [1]广西桂林正翰辐照中心。“离子纤维”技术。\n[0103] [2]河南天源环保科技股份有限公司“催化生物陶”吸附技术；\n[0104] [3]中电环保公司配套技术。