[实用新型]核电站堆腔注水系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及一种核电站堆腔注水系统，更具体地说，本实用新型涉及一种非能动与能动相结合的核电站堆腔注水系统。

背景技术

为了从实际上消除由于底板熔穿导致安全壳后期损坏的严重事故工况，必须设置合理的堆芯熔融物滞留稳定和冷却的缓解措施。目前，国际上对压力容器熔穿及熔融物滞留采取压力容器内滞留和压力容器外滞留两种缓解策略。

压力容器内滞留的设计理念为：在堆芯熔化塌落至压力容器下封头后期，通过采取堆腔注水等方式使压力容器下封头浸没在堆腔的冷水中，通过压力容器外部冷却的严重事故管理措施，确保压力容器完整性，将熔融物滞留在压力容器内。

压力容器外滞留是在压力容器被熔穿后，把堆芯熔融物导入到位于压力容器外的堆腔下部或堆腔侧面的堆芯捕集器中，再采取非能动的手段促使熔融物滞留在堆芯捕集器内，并通过下部冷却、上部淹没的手段实现堆芯熔融物的冷却，防止熔融物和安全壳底板混凝土反应引起的底板熔穿，避免安全壳完整性受到破坏，从而避免由此引起的裂变产物释放以及地下水受到污染的后果。

压力容器外滞留主要包括熔融物堆外扩展方案和堆芯捕集器方案，这两种技术方案本身均具有较高的可靠性，但其对设备的可靠性要求较高，且造价很高。因此，堆腔注水的压力容器内滞留方案在各种革新型非能动乃至能动型反应堆中得到普遍重视。

现有某能动堆腔注水系统是在核电站发生严重事故、堆芯熔融物落入反应堆压力容器下封头时，通过泵从专用水池向堆腔内注水进行压力容器外部冷却。堆腔注水与其他安全功能(如一回路卸压等)同时作用而保持压力容器的完整性，实现将堆芯熔融物碎片滞留于压力容器内，以防止大多数可能威胁安全壳完整性的堆外现象(如安全壳直接加热、蒸汽爆炸、熔融物-混凝土反应等)。

上述堆腔注水系统主要是通过能动设备泵将冷却水注入到堆腔中，其注水成功的概率虽然极高，但是系统功能的实现很大程度上依赖于泵运行的可靠性，未考虑事故早期的非能动手段，因此可靠性较差。

有鉴于此，确有必要提供一种可靠性较高的核电站堆腔注水系统。

实用新型内容

本实用新型的目的在于：提供一种可靠性较高的核电站堆腔注水系统。

为了实现上述发明目的，本实用新型提供了一种核电站堆腔注水系统，其包括包括非能动堆腔注水和能动堆腔注水两个子系统。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述非能动堆腔注水子系统包括专用水箱与设于专用水箱和堆腔之间的注水管道，注水管道上设置有可开闭的阀门。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述专用水箱设于安全壳内或安全壳外，其内贮存有含硼水，专用水箱的位置和水位保证其能够通过重力向堆腔内注入足够将压力容器的下封头浸没的水量。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述非能动堆腔注水子系统的注水管道包括大流量注水管道和小流量注水管道，两条注水管道可同时使用或分别单独使用。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述大流量注水管道的一端连接在专用水箱的侧面，另一端连接至堆腔的底部，大流量注水管道上设置有可开闭的电动阀门。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述小流量注水管道的一端连接在专用水箱的底部，另一端连接至堆腔的底部，小流量注水管道上设置有可开闭的电动阀门。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述能动堆腔注水子系统包括能动堆腔注水管线和设于能动堆腔注水管线上的注水泵、电动隔离阀。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述能动堆腔注水管线连接于堆腔和安全壳内置换料水箱之间。

作为本实用新型核电站堆腔注水系统的一种改进，所述堆腔上设有监测堆腔水位的堆腔液位监测仪表。

与现有技术相比，本实用新型核电站堆腔注水系统通过采用非能动与能动相结合的注水方式，既确保了早期非能动的堆腔淹没和冷却，又能够保证长期注水冷却，可以在确保极高的注水成功概率的情况下，更好地保持压力容器的完整性，大大降低了安全壳失效的可能性。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核电站堆腔注水系统及其有益效果进行详细说明，其中：

图1为本实用新型核电站堆腔注水系统的结构示意图。

具体实施方式