一种核电站非能动专设安全系统

1.一种核电站非能动专设安全系统，其特征在于：包括若干列二次侧非能动余热排出热交换器（5），每个反应堆的环路上对应设置一列二次侧非能动余热排出热交换器（5），每列二次侧非能动余热排出热交换器（5）的传热管束浸没于相应的蒸汽冷凝水箱（6）内，所述的传热管束上游连接主蒸汽管道（11），下游与蒸汽发生器（12）给水管线连通；所述的蒸汽冷凝水箱（6）安装于安全壳顶层，高于蒸汽发生器（12）位置；蒸汽冷凝水箱（6）还通过管线和阀门与安全壳喷淋系统（7）连接，作为安全壳喷淋系统（7）的水源；还包括非能动堆腔注水系统（8），非能动堆腔注水系统（8）由管线和阀门组成，其管线的一端与蒸汽冷凝水箱（6）连通，另一端与堆腔连通。
2.如权利要求1所述的核电站非能动专设安全系统，其特征在于：所述的蒸汽冷凝水箱（6）为环形结构。
3.如权利要求1所述的核电站非能动专设安全系统，其特征在于：还包括若干列非能动高压堆芯补水箱（1），每个反应堆的环路上对应设置一列非能动高压堆芯补水箱（1），所述的非能动高压堆芯补水箱（1）高于堆芯（10）设置，通过安全注入管线与反应堆一回路连通，安全注入管线上设有由一回路压力低信号触发开启的阀门。
4.如权利要求3所述的核电站非能动专设安全系统，其特征在于：所述的安全注入管线一端连接非能动高压堆芯补水箱（1）底部，另一端与压力容器（9）下降段相连；所述的非能动高压堆芯补水箱（1）的上端通过压力平衡管线与一回路主管段冷段（13）相连。

一种核电站非能动专设安全系统\n技术领域\n[0001] 本发明属于核电站安全设备，具体涉及一种核电站非能动专设安全系统。\n背景技术\n[0002] 非能动是指设备或系统只依赖重力、密度、自然循环等与自然现象相关的方式驱动，而无需引入其他动力装置，可以大大降低因动力机械故障造成的设备失效概率，提高了安全系统的可靠性。\n[0003] 核电站安全壳是核安全的第四道实体屏障，在某些事故工况下，需要防止安全壳内压力过高引发的安全壳密封性能失效，通常采用的方法是在安全壳顶部通过安喷管线向安全壳空间内喷淋，对安全壳内的高温水蒸气或其他气体进行冷凝或降温降压。现有电站一般采用由换料水箱取水，通过喷淋泵注入喷淋管线的方式实现这一安全功能。\n[0004] 反应堆压力容器是压水堆压力边界（第三道实体屏障）的重要组成部分，尤其在严重事故工况下，堆芯熔化后，压力容器是包容堆芯熔融物的重要设备。除西屋公司AP1000，AP600设计了由内置换料水箱取水的堆腔注水系统外，目前其他堆型尚未发现关于预防严重事故工况下压力容器融穿的专设安全设施设计方案的报道。\n发明内容\n[0005] 本发明的目的是提供一种核电站非能动专设安全系统，有效的提高了核电站安全系统可靠性，强化了安全系统在核电站事故工况下的应对能力，能够有效预防和缓解严重事故，降低严重事故和大规模放射性释放的风险概率，大大提高核电站安全性能。\n[0006] 本发明的技术方案如下：一种核电站非能动专设安全系统，包括若干列二次侧非能动余热排出热交换器，每个反应堆的环路上对应设置一列二次侧非能动余热排出热交换器，每列二次侧非能动余热排出热交换器的传热管束浸没于相应的蒸汽冷凝水箱内，所述的传热管束上游连接主蒸汽管道，下游与蒸汽发生器给水管线连通。\n[0007] 进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，所述的蒸汽冷凝水箱安装于安全壳顶层，高于蒸汽发生器位置。\n[0008] 进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，所述的蒸汽冷凝水箱还通过管线和阀门与安全壳喷淋系统连接，作为安全壳喷淋系统的水源。\n[0009] 更进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，所述的蒸汽冷凝水箱为环形结构。\n[0010] 进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，还包括非能动堆腔注水系统，非能动堆腔注水系统由管线和阀门组成，其管线的一端与蒸汽冷凝水箱连通，另一端与堆腔连通。\n[0011] 进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，还包括若干列非能动高压堆芯补水箱，每个反应堆的环路上对应设置一列非能动高压堆芯补水箱，所述的非能动高压堆芯补水箱高于堆芯设置，通过安全注入管线与反应堆一回路连通，安全注入管线上设有由一回路压力低信号触发开启的阀门。\n[0012] 更进一步，如上所述的核电站非能动专设安全系统，其中，所述的安全注入管线一端连接非能动高压堆芯补水箱底部，另一端与压力容器下降段相连；所述的非能动高压堆芯补水箱的上端通过压力平衡管线与一回路主管段冷段相连。\n[0013] 本发明的有益效果如下：\n[0014] （1）本发明中二次侧非能动余热排出热交换器的应用，保证了事故工况下二次侧蒸汽和冷凝水被始终包容于安全壳内，降低了蒸发器传热管断裂（SGTR）等事故下二次侧放射性泄露的风险；\n[0015] （2）本发明针对严重事故下堆芯熔化现象，设计了非能动堆腔注水系统，利用堆腔内持续淹没压力容器下部的冷却剂，对压力容器进行有效冷却，有效防止和缓解了堆芯熔融物融穿压力容器，从而造成大量放射性释放的事故后果；\n[0016] （3）本发明对专设安全系统的高压安注、辅助给水等子系统采用非能动的设计方案，结构得到简化，减少了能动设备的数量，降低了建造成本。\n附图说明\n[0017] 图1为本发明非能动专设安全系统结构示意图。\n[0018] 图中，1.非能动高压堆芯补水箱2.安注箱3.低压安注泵4.换料水箱5.二次侧非能动余热排出热交换器6.蒸汽冷凝水箱7.安全壳喷淋系统8.非能动堆腔注水系统9.压力容器10.堆芯11.主蒸汽管道12.蒸汽发生器13.一回路主管段冷段\n具体实施方式\n[0019] 下面结合附图和实施例对本发明进行详细的说明。\n[0020] 如图1所示，一种针对于压水堆核电站的非能动专设安全系统，包括列数与环路数相对应的若干列非能动高压堆芯补水箱1，所述的非能动高压堆芯补水箱1高于堆芯10设置，通过安全注入管线与反应堆一回路连通，注入管线上设有由一回路压力低信号触发开启的阀门。另外，所述专设安全系统还包括列数与环路数相对应的若干列二次侧非能动余热排出热交换器5，每列二次侧非能动余热排出热交换器5的传热管束浸没于相应的蒸汽冷凝水箱6内，所述的传热管束上游连接主蒸汽管道11，下游与蒸汽发生器12给水管线连通。进一步，所述专设安全系统还包括非能动堆腔注水系统8，非能动堆腔注水系统8由管线和阀门组成，其管线的一端与蒸汽冷凝水箱6连通，另一端与堆腔连通。在此基础上，所述专设安全系统还包括现有核电站所具备的安全壳喷淋系统7，所述的安全壳喷淋系统\n7分别通过管线和阀门与换料水箱4和所述的蒸汽冷凝水箱6相连接。\n[0021] 在本实施例中，上述设备按照单一故障原则和对称性，设计两列独立系统，其列数是与反应堆的环路数相对应的，两列系统中实现相同功能的对应设备，其设备结构、安全等级和系统容量一致，任一列非能动高压堆芯补水箱的成功启动皆可满足设计基准事故工况下对高压安注的流量和容量的需求。区别于西屋公司AP1000堆芯补水箱的设计，本发明中的非能动高压堆芯补水箱1由一回路压力信号触发，避免了测量系统出现稳压器虚假水位而造成的误安注，此外取消了四级ADS快速卸压系统，避免了事故工况下一回路压力边界更大破口的人为引入。为了简化描述，本实施例仅取一列系统中的特征设备进行介绍。\n[0022] 上述的非能动高压堆芯补水箱1通过安全注入管线与一回路连通，长期维持高压状态。安全注入管线一端连接非能动高压堆芯补水箱1的底部，另一端与压力容器9下降段相连；所述的非能动高压堆芯补水箱1的上端通过压力平衡管线与一回路主管段冷段\n13相连。事故工况下，受到一回路压力低信号的触发，相关阀门打开，当一回路的压力处在\n10.0～12.0Mpa范围时，即产生压力低信号，两列并行的电动隔离阀中的一列开启。非能动高压堆芯补水箱1可以借助高度差产生的重力压头，将冷却剂沿安全注入管线进入压力容器下降段，补偿一回路的水位下降，维持堆芯的浸没和余热导出；事故工况下如果一回路难以顺利卸压，非能动高压堆芯补水箱1可利用压力平衡管线的连通作用，总能保持一定的驱动压头，从而保证了在高压工况下对一回路的安全注入。\n[0023] 上述的二次侧非能动余热排出热交换器5，传热管束浸没于蒸汽冷凝水箱6内，传热管束上游连接主蒸汽管道11，下游通往蒸汽发生器12的给水管线。事故工况下，需要执行利用蒸汽发生器排出堆芯余热的功能时，一回路热水通过蒸汽发生器传热管，将热量传向二次侧，使二次侧的给水沸腾成为蒸汽，由于事故工况下主蒸汽管道隔离阀关闭，蒸汽受到蒸汽发生器内较高压力的作用，沿管线进入二次侧非能动余热排出热交换器5，二次侧非能动余热排出热交换器5的传热管浸没于蒸汽冷凝水箱6中，管内为汽，管外为水，蒸汽冷凝，冷凝水在重力作用下流出二次侧非能动余热排出热交换器5的传热管，沿管线流回蒸汽发生器12的给水管道，重新进入蒸汽发生器12，维持蒸汽发生器12内的水位，二次侧非能动余热排出热交换器5依此模式完成循环，实现二次侧对一回路的冷却功能，使一回路顺利降温降压，进而达成中、低压安注投入的条件，从而最终使核电站进入冷停堆的安全状态。\n[0024] 上述的蒸汽冷凝水箱6，安装于安全壳顶层，呈环形布置，水下浸没有二次侧非能动余热排出热交换器5的传热管束，当二次侧非能动余热排出热交换器5在执行其安全功能时，蒸汽冷凝水箱6内大量的水可提供热阱，使传热管内蒸汽冷凝，实现二次侧非能动余热排出换热器5的自然循环，蒸汽冷凝水箱6内，传热管附近的水受热后密度减小，受浮力作用向上流动，抵达水面后通过自然对流和与周边冷水的搅混温度降低密度增大，受重力作用重新沉入水下，周而复始，在传热管束附近形成持续的自然循环，持续带出热量，促成二次侧非能动余热排出换热器5传热管内热蒸汽的冷凝；此外，蒸汽冷凝水箱6还通过相关管线连接，作为安全壳喷淋系统7和非能动堆腔注水系统8的水源，在换料水箱4水源不可用的工况下，蒸汽冷凝水箱6中的水作为备用水源进入安全壳喷淋系统7，在安喷泵的增压作用下，向安全壳内喷淋，以实现安全壳降温降压的功能，另外，由于蒸汽冷凝水箱6布置位置较高，在严重事故工况下，可以直接借助重力驱动，提供足够的动力压头，通过非能动堆腔注水系统8向堆腔注入足够的冷却流量。\n[0025] 上述的安全壳喷淋系统7，优先由换料水箱4取水，其触发信号和安全动作实现方式与现有压水堆核电站一致，但在换料水箱4水源不可用的工况下，可通过管线切换，由蒸汽冷凝水箱6取水，通过喷淋泵增压，对安全壳内喷淋，仍可实现安全壳降温降压的安全功能，本发明对比现有设计，相当于在水源选择上增加了一列安全冗余，提高了安全性。\n[0026] 上述的非能动堆腔注水系统8，在严重事故工况下，由二次侧蒸汽冷凝水箱6取水，利用二次侧蒸汽冷凝水箱6的重力压头，将冷却水注入堆腔，淹没压力容器下部，对压力容器筒体和下封头直接冷却，防止堆芯熔融物跌落后在下封头底部聚集后，因发热集中，融穿下封头，以保证堆芯在压力容器内的滞留，确保第三道实体屏障对大量放射性的包容作用。\n[0027] 显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。