[发明专利]一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统

说明书

技术领域

本发明属于一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统的事故应对系统，具体涉及一种具备严重事故应对措施的压水堆核电厂反应堆冷却剂系统。

背景技术

以往核电站在严重事故工况下，缺少严重事故的预防与缓解措施，该反应堆冷却剂系统具备完善的严重事故预防与缓解措施，具体包括：反应堆压力容器高位排气、一回路快速卸压、蒸汽发生器二次侧非能动余热排出。

在事故工况下，反应堆压力容器高位排气投入运行，排出反应堆压力容器顶部积聚的不可凝气体，从而防止这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的影响，保证反应堆冷却剂系统中只有唯一的汽水界面，缓解事故后果。

一回路快速卸压在严重事故下执行快速卸压功能，降低严重事故下高压熔堆带来的风险，避免出现威胁安全壳完整性的高压熔融物喷射现象。

在发生全厂断电，同时电厂丧失能动堆芯余热排出能力的事故工况下，蒸汽发生器二次侧非能动余热排除系统运行，能够长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态。

发明内容

本发明的目的是提供一种具备严重事故应对措施的压水堆核电厂反应堆冷却剂系统适用于国内应用最为广泛的的压水堆核电厂（站）反应堆冷却剂系统，能够预防与缓解严重事故的后果。

本发明是这样实现的，一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统，它包括事故冷却水箱，事故冷却水箱内设有应急余热排出冷却器，应急余热排出冷却器的一端与冷凝水管线隔离阀连接，冷凝水管线隔离阀与补水管线隔离阀连接，在冷凝水管线隔离阀与补水管线隔离阀之间连接有冷凝水管线接口，应急余热排出冷却器的另一端与蒸汽管线接口连接，应急余热排出冷却器的两端还分别与并联的应急补水箱连接。

本发明的优点是，一种具备严重事故应对措施的压水堆核电厂反应堆冷却剂系统将通过理论分析及实验验证，并将应用于国内三代核电站的设计。分析表明，在发生严重事故时，通过反应堆压力容器顶部的事故排气阀，可排出反应堆冷却剂系统总容积一半的氢气；每一系列快速卸压阀的容量是三组安全阀容量的总和，可防止发生高压熔堆事故；在发生全厂断电，同时电厂丧失能动堆芯余热排出能力的事故工况下，通过蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，长期导出堆芯余热，维持反应堆在安全状态。

附图说明

图1本发明所提供的一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统示意图。

图中，1反应堆压力容器；2稳压器；3蒸汽发生器；4主泵；5主管道热段；6主管道过渡段；7主管道冷段；8波动管；9快速卸压阀；10事故排气阀；11正常排气阀；12事故冷却水箱；13应急余热排出冷却器；14应急补水箱；15冷凝水管线隔离阀；16补水管线隔离阀；17蒸汽管线接口；18冷凝水管线接口；19卸压箱接口；20安全壳。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细介绍：

一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统在严重事故工况下，通过反应堆压力容器事故排气阀，排出反应堆顶部的不可凝气体，防止其影响堆芯的传热；通过快速卸压阀，执行快速卸压功能，防止高压熔堆；通过蒸汽发生器二次侧非能动系统，为在严重事故工况下导出一回路热量提供手段。

一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统在反应堆压力容器顶部设有反应堆压力容器高位排气阀，在稳压器顶部设有快速卸压阀，在每个环路的蒸汽发生器二次侧，设有蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统，每个系列包括一台（或多台）补水箱，一台冷却器，冷却器布置在事故冷却水箱的底部。

一种压水堆核电厂反应堆冷却剂系统，它包括反应堆压力容器1，反应堆压力容器1分别与主管道冷段7、主管道热段5和正常排气阀11连接；正常排气阀11与事故排气阀10连接，事故排气阀10与卸压箱接口19连接；波动管8的一端与主管道热段5连接，另一端与稳压器2连接，稳压器2与快速卸压阀9连接，主管道热段5与蒸汽发生器3连接，蒸汽发生器3与主管道过渡段6连接，主管道过渡段6与主泵4连接，主泵4与主管道冷段7连接，蒸汽发生器3的上部还分别与蒸汽管线接口17和冷凝水管线接口18连接，蒸汽管线接口17和冷凝水管线接口18均穿过安全壳20。

事故冷却水箱12包括应急余热排出冷却器13，应急余热排出冷却器13的一端与冷凝水管线隔离阀15连接，冷凝水管线隔离阀15与补水管线隔离阀16连接，在冷凝水管线隔离阀15与补水管线隔离阀16之间连接有冷凝水管线接口18，应急余热排出冷却器13的另一端与蒸汽管线接口17连接，应急余热排出冷却器13的的两端还分别与并联的应急补水箱14连接。

反应堆冷却剂系统执行严重事故预防与缓解措施的关键设备有：