[发明专利]一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统

说明书

技术领域

本发明属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统。

背景技术

在世界各国核电站中，应对堆芯熔融物的措施分为两种类型：一种为堆内滞留（In-Vessel Retention，IVR），例如美国AP1000堆型，在严重事故条件下，当堆芯熔化不可避免时，可以通过淹没反应堆堆腔、冷却压力容器外壁的方式，保持压力容器下封头完整性，从而将熔融堆芯物质滞留在压力容器内。通过非能动的方式对堆芯熔融物进行冷却，优点是结构简单造价低（但是不适用于高功率的核电站），而且可以把熔融物限制在压力容器内，防止了放射性物质的泄漏，也保证了安全壳的完整性。但是由于目前对熔融物的冷却及层化现象还未充分理解，失效裕度难以确定，因此还存在一定的风险。而且AP1000的非能动系统仅适用于非能动安全系统核电厂，对于能动型专设安全设施的核电厂，上述系统很难满足应对全厂断电事故的要求。

另外一种是堆外滞留（Ex-Vessel Retention，EVR），例如VVER-1000、EPR，法国的EPR堆型的设计理念是在堆芯熔融物熔穿压力容器后，引导至扩展空间，再通过非能动的方式将冷却水引至扩展空间，对摊薄的堆芯熔融物进行冷却，其优点是安全性高，熔融物固化快，但是所需空间大、固化熔融物面积大、熔融物冷却时压力高；而俄罗斯的WWER型核电机组，是通过专门的堆芯捕集器对堆芯熔融物收集并冷却，通过非能动的方式进行冷却。由于其特殊的熔融物捕集装置和冷却方式，熔融物固化后结构紧凑，利于后续的分解处理。而且由于熔融物一直被限制于热交换器中且与安全壳大气和冷却水的接触面积较小，因此减少了裂变产物的泄漏，安全壳内压力也较低。但是因为熔融物冷却速率较低，因此熔融物的固化时间也较长，长达数月。

发明内容

本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要，提供一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，在核电站发生严重事故工况时，堆腔注水冷却系统使含硼水流过堆腔，带走堆芯熔融物释放出的热量，降低反应堆压力容器的温度，以维持压力容器的完整性。

本发明的技术方案如下：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，包括非能动堆腔注水箱和堆腔注水冷却泵，所述的非能动堆腔注水箱通过非能动注入管线与反应堆堆腔连接，所述的堆腔注水冷却泵设置在安全壳外部，堆腔注水冷却泵的入口管连接换料水箱，堆腔注水冷却泵的出口管线贯穿安全壳与反应堆堆腔连接。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的非能动堆腔注水箱设置在安全壳内部，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线包括高、低两根不同管径的注入管线，两根注入管线合并为一根母管贯穿到堆腔内部与压力容器保温层相连接。

再进一步，所述的高、低两根不同管径的注入管线中，高位管线采用较大管径，用于在系统投运初期提供大流量的堆腔淹没，低位管线采用较小管径，用于维持较长时期的堆腔注入流量；每根注入管线上分别设有由蓄电池供电的直流电动阀和逆止阀。

另外，非能动堆腔注水箱亦可设置在安全壳外部，所述的堆腔注水冷却泵有两台，与非能动堆腔注水箱连接的非能动注入管线分别与两台堆腔注水冷却泵的出口管线连接。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的堆腔注水冷却泵有两台，两台堆腔注水冷却泵的出口管线分别经过安全壳隔离阀后贯穿安全壳，然后合并为一条母管与所述的非能动注入管线的母管相连接。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的与堆腔注水冷却泵的入口管相连接的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的堆腔注水冷却泵的入口管还与安全壳外消防水源系统相连接。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，当换料水箱连接低压安注泵时，所述的堆腔注水冷却泵的入口管与低压安注泵的入口管相连接。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，所述的非能动堆腔注水箱为封闭的钢筋混凝土结构，并设有不锈钢衬里。

进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统，其中，系统的管道及管件的材料均为奥氏体不锈钢。