一种用于保证核电站安全的安全系统

1.一种用于保证核电站安全的安全系统，所述核电站包括安全壳，其特征在于，所述安全系统包括设置在所述安全壳上部的、向所述安全壳内进行喷淋冷却的喷淋子系统。
2.根据权利要求1所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述喷淋子系统包括设置在所述安全壳内的喷淋水源、以及设置在所述安全壳上部接通所述喷淋水源进行喷淋的喷淋装置。
3.根据权利要求2所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述喷淋水源为设置在所述安全壳上部的非能动喷淋水箱；所述喷淋装置包括连通在所述非能动喷淋水箱下的喷淋管道、以及在所述喷淋管道上设置的喷淋控制阀门。
4.根据权利要求3所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述非能动喷淋水箱为圆环形水箱，对应的，所述喷淋管道包括具有喷淋孔的多个圆形管道，并且所述圆形管道之间通过连接管道连通。
5.根据权利要求3所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述非能动喷淋水箱还设有补水管道，在所述补水管道上设有补水控制阀门。
6.根据权利要求1至5任一项所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述安全壳内设置具有冷管段和热管段的压力容器，所述压力容器连接主蒸汽管道；
所述安全系统还包括吸收来自所述压力容器的冷管段或者热管段断裂或者所述主蒸汽管道在安全壳内断裂时的高温流体的热量的吸热子系统。
7.根据权利要求6所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述吸热子系统包括设置在所述安全壳底部、并位于所述压力容器底部的地坑吸热水箱。
8.根据权利要求1至5任一项所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述安全系统还包括与所述冷管段连通向所述压力容器注入冷却水的安注子系统。
9.根据权利要求8所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述安注子系统包括安注水源、安注管道、以及在所述安注管道上设置的安注控制阀门；所述安注管道的进口与所述安注水源连通、所述安注管道的出口与所述冷管段连通。
10.根据权利要求9所述的用于保证核电站安全的安全系统，其特征在于，所述安注水源包括高压堆芯补水箱、安注箱、换料水箱；所述高压堆芯补水箱和换料水箱的位置高度均高于所述安注管道的出口；
所述安注管路包括所述高压堆芯补水箱注入的高压管道、所述换料水箱输入的低压安注管道以及安注箱注入管道；所述高压安注管道连通所述高压堆芯补水箱和压力容器，并设有高压控制阀门；
所述低压安注管道连通所述换料水箱和压力容器，并设有低压控制阀门；
所述安注箱注入管道连通所述安注箱和压力容器，并设有安注箱阀门；
在所述高压堆芯补水箱与所述压力容器的热管段之间还设有压力平衡管，在所述压力平衡管上设有压力平衡阀门。

一种用于保证核电站安全的安全系统\n技术领域\n[0001] 本实用新型涉及核电站的安全设备，更具体地说，涉及一种用于发生失水事故(LOCA)或者主蒸汽管道断裂时，保证核电站安全的安全系统。\n背景技术\n[0002] 随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。\n[0003] 目前的核电站中，核反应堆的结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器。压力容器具有冷管段和热管段，通过冷管段注入冷却剂，对压力容器(反应堆堆芯)进行常规的冷却，然后通过热管段排出。\n[0004] 如果在核反应堆发生失水事故(LOCA)的同时失去电源时，采用能动注入方式的专用安全设施因为失去电源而不能向堆芯注入冷却剂而不能保证堆芯燃料元件的安全；采用非能动注入方式的专用安全设施可以以非能动的方式注入冷却剂来保证堆芯的安全，因此，采用非能动注入方式的专用安全设施是当今核电发展的重要方向。\n实用新型内容\n[0005] 本实用新型要解决的技术问题在于，提供一种保证核电站(反应堆堆芯和安全壳)安全的安全系统。\n[0006] 本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种用于保证核电站安全的安全系统，所述核电站包括安全壳，所述安全系统包括设置在所述安全壳上部的、向所述安全壳内进行喷淋冷却的喷淋子系统。\n[0007] 在本实用新型中，所述喷淋子系统包括设置在所述安全壳内的喷淋水源、以及设置在所述安全壳上部接通所述喷淋水源进行喷淋的喷淋装置。\n[0008] 在本实用新型中，所述喷淋水源为设置在所述安全壳上部的非能动喷淋水箱；所述喷淋装置包括连通在所述非能动喷淋水箱下的喷淋管道、以及在所述喷淋管道上设置的喷淋控制阀门。\n[0009] 在本实用新型中，所述非能动喷淋水箱为圆环形水箱，对应的，所述喷淋管道包括具有喷淋孔的多个圆形管道，并且所述圆形管道之间通过连接管道连通。\n[0010] 在本实用新型中，所述非能动喷淋水箱还设有补水管道，在所述补水管道上设有补水控制阀门。\n[0011] 在本实用新型中，所述安全壳内设置具有冷管段和热管段的压力容器，所述压力容器连接主蒸汽管道；\n[0012] 所述安全系统还包括吸收来自所述压力容器的冷管段或者热管段断裂或者所述主蒸汽管道在安全壳内断裂时的高温流体的热量的吸热子系统。\n[0013] 在本实用新型中，所述吸热子系统包括设置在所述安全壳底部、并位于所述压力容器底部的地坑吸热水箱。\n[0014] 在本实用新型中，所述安全系统还包括与所述冷管段连通向所述压力容器注入冷却水的安注子系统。\n[0015] 在本实用新型中，所述安注子系统包括安注水源、安注管道、以及在所述安注管道上设置的安注控制阀门；所述安注管道的进口与所述安注水源连通、所述安注管道的出口与所述冷管段连通。\n[0016] 在本实用新型中，所述安注水源包括高压堆芯补水箱、安注箱、换料水箱；所述高压堆芯补水箱和换料水箱的位置高度均高于所述安注管道的出口；\n[0017] 所述安注管路包括所述高压堆芯补水箱注入的高压管道、所述换料水箱输入的低压安注管道以及安注箱注入管道；所述高压安注管道连通所述高压堆芯补水箱和压力容器，并设有高压控制阀门；\n[0018] 所述低压安注管道连通所述换料水箱和压力容器，并设有低压控制阀门；\n[0019] 所述安注箱注入管道连通所述安注箱和压力容器，并设有安注箱阀门；\n[0020] 在所述高压堆芯补水箱与所述压力容器的热管段之间还设有压力平衡管，在所述压力平衡管上设有压力平衡阀门。\n[0021] 实施本实用新型具有以下有益效果：通过在安全壳上部设置的喷淋子系统，在发生安全事故后，对安全壳内的设备(例如压力容器)和空间进行喷淋冷却，能够带走安全壳内的热量，降低安全壳内的压力，起到预防安全壳压力超过设计压力的作用，提高了核电站的可靠性和安全性。\n[0022] 另外，可以通过地坑吸热水箱来吸收来自压力容器的冷管段、热管段断裂和主蒸汽管道在安全壳内断裂时的高温流体的热量，从而确保在事故情况下，安全壳的压力不超过设计值。\n[0023] 另外，在发生事故时，可以通过安注子系统向压力容器内注入冷却剂，从而导出压力容器的热量，确保压力容器内的堆芯燃料元件的完整性。\n附图说明\n[0024] 下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明，附图中：\n[0025] 图1是本实用新型用于保证核电站安全的安全系统的结构示意图；\n[0026] 图2是本实用新型用于保证核电站的安全系统的喷淋管道的示意图；\n[0027] 图3是本实用新型用于保证核电站的安全系统的高压堆芯补水箱运行的示意图；\n[0028] 图4是本实用新型用于保证核电站的安全系统的安注箱安注运行的示意图；\n[0029] 图5是本实用新型用于保证核电站的安全系统的换料水箱运行的示意图；\n[0030] 图6是本实用新型用于保证核电站的安全系统的喷淋冷却的示意图。\n具体实施方式\n[0031] 如图1所示，是本实用新型的用于核电站的安全壳100中的安全系统的一个实施例。该安全壳100中设置有压力容器10，该压力容器10具有冷管段11和热管段12，通过冷管段11注入冷却剂，对压力容器10进行冷却，然后通过热管段12排出。可以理解的，热管段12上可以设置快速卸压阀13，在事故发生时，能够快速的降低压力容器10内的压力。\n[0032] 该安全系统包括设置在安全壳100上部的喷淋子系统，用于对安全壳100内进行喷淋冷却。该喷淋子系统包括设置在安全壳100内的喷淋水源、以及设置在安全壳100上部接通喷淋水源进行喷淋的喷淋装置。在本实施例中，该喷淋子系统为非能动喷淋子系统，其中，喷淋水源为设置在安全壳100上部的非能动喷淋水箱21；而喷淋装置包括连通在非能动喷淋水箱21下的喷淋管道22、以及在喷淋水箱21和喷淋管道22之间设置的喷淋控制阀门23。可以理解的，喷淋子系统也可以选择使用能动喷淋子系统，即通过动力装置(如水泵等)将冷却水送至设置安全壳100上部的喷淋水箱21或者喷淋管道22进行喷淋冷却。\n[0033] 如图1所示，该非能动喷淋水箱21为圆环形水箱，对应的喷淋管道22包括具有喷淋孔的多个圆形管道(如图2所示)，并且该圆形管道之间通过连接管道连通，从而可以同时进行喷淋。可以理解的，非能动喷淋水箱21的形状可以根据需要做成各种形状，如方形、圆形、椭圆形等各种形状。而喷淋管道22也可以根据需要设置成多根、或者各种形状，满足对安全壳100进行喷淋即可。\n[0034] 进一步的，该非能动喷淋水箱21上还设有补水管道(图未示)，在补水管道上设有补水控制阀门。在非能动喷淋水箱21的水喷淋排空后，可以通过补水管道对非能动喷淋水箱21进行重新注水，从而保证非能动喷淋水箱21具有一定的冷却水，保证喷淋冷却，提高系统的可靠性。\n[0035] 该安全系统还包括吸热子系统，用于吸收压力容器10的冷管段11、热管段12和蒸汽管道在安全壳内断裂(图未示)时的高温流体的热量，避免安全壳100压力超过设计值。\n在本实施例中，该吸热子系统包括设置在安全壳100底部的地坑吸热热箱31，该地坑吸热热箱31位于压力容器10的底部。\n[0036] 该全系统还包括安注子系统，与冷管段11连通，在发生事故时，首先打开快速卸压阀13，使压力容器10降压，向压力容器10注入冷却水。该安注子系统包括安注水源、安注管道、以及在安注管道上设置的安注控制阀门。该安注管道的进口与安注水源连通、并且安注管道的出口与冷管段11连通，从而将安注水源的水通过安注管道注入到冷管段11，进而对压力容器10进行安注冷却。\n[0037] 如图所示，该安注子系统为非能动安注子系统。其中，该安注水源包括换料水箱\n41、安注箱51以及高压堆芯补水箱61；并且换料水箱41、安注箱51和高压堆芯补水箱61的位置高度均高于安注管道的出口，从而提供一定的注入压力。可以理解的，该安注子系统也可以采用现有核电站的能动安注系统。\n[0038] 该安注管路包括择一投入的高压安注管道62、低压安注管道42以及安注箱注入管道52。该高压安注管道62连通高压堆芯补水箱61和冷管段11，并设有高压控制阀门\n63，进而实现高压安注的控制。\n[0039] 该低压安注管道42连通所述换料水箱41和冷管段11，并设有低压控制阀门43，进而实现低压安注的控制。\n[0040] 可以理解的，高压安注管道62、低压安注管道42、安注箱注入管道52与冷管段11的连接可以共用部分管段，从而简化管路设计。\n[0041] 该安注箱注入管道52连通安注箱51和冷管段11，并设有安注箱控制阀门53，进而实现安注箱51注水的控制。\n[0042] 进一步的，在高压堆芯补水箱61的入口还设有连接至热管段12的压力平衡管道\n71，在压力平衡管道71上设有压力平衡控制阀门72和快速卸压阀13门，通过借助反应堆冷却剂系统的运行压力，维持高压堆芯补水箱61的压力与反应堆冷却剂系统的运行压力相当并具有高压注入的能力。\n[0043] 当然，本系统的阀门可以根据需要来选择爆破阀门、电控阀门、手控阀门等各种阀门；换料水箱41、高压堆芯补水箱61、安注箱51等的容量可以根据需要进行调整。\n[0044] 在一些需要高压安注的情况下，例如失水事故和主蒸汽管道断裂事故，反应堆冷却剂系统的压力小于一定压力值(如8.0～11.7MPa)时，打开高压控制阀门63，高压堆芯补水箱61的水经过高压安注管道62经冷管段11注入到压力容器10中，对压力容器10内的堆芯进行冷却，如图3所示。\n[0045] 在反应堆冷却剂系统的压力在一定压力值(如小于4.2MPa)时，打开安注箱控制阀门53，安注箱51的水在其自身水压下，经过安注箱注入管道52经冷管段11注入到压力容器10中，对压力容器10内的堆芯进行冷却，如图4所示。\n[0046] 当反应堆冷却剂系统的压力小于一定值时(如小于1.6MPa)时，打开低压控制阀门43，换料水箱41的水经过低压安注管道42经冷管段11注入压力容器10，进行低压安注，对压力容器10内的堆芯进行冷却，如图5所示。\n[0047] 在事故发生的一定时间之后(例如10-14小时)，打开喷淋管道22上的喷淋控制阀门23，非能动喷淋水箱21内的水在重力作用下，经过喷淋管道22自动喷入安全内，对安全壳100内进行喷淋冷却，如图6所示，从而预防安全壳100内的压力超过设计压力，提高安全性和可靠性。\n[0048] 进一步的，在发生失水事故和主蒸汽管道断裂事故时，通过地坑吸热箱31吸收来自压力容器的冷管段或者热管段或者蒸汽发生器管道排出的高温流体的热量，从而降低安全壳100内的压力，预防安全壳100内的压力超过设计压力。\n[0049] 可以理解的，该地坑吸热水箱31还可以用来吸收安全壳100内其他泄露流体的热量，从而进一步提高安全壳100的安全性和可靠性。另外，安注管道、补水管道、喷淋管道22等的数量可以根据需要进行选择，数量可以为一根或多根。