[发明专利]基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站

说明书

技术领域

本发明涉及三代核电技术领域，具体涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站。

背景技术

核反应堆堆芯设计是核电站的关键设计内容之一。燃料组件是核反应堆堆芯的重要组成部分。核反应堆堆芯设计的主要任务是从核反应堆物理的角度提供满足压水堆核电站总体设计要求的核反应堆堆芯，包括确定燃料组件数目、燃料组件在核反应堆堆芯的布置等。目前的百万千瓦级三环路压水堆核电站反应堆堆芯由157个燃料组件构成，其堆芯功率密度较大，热工安全裕度相对较低。

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。缺失高位排气，无法在事故工况下，排出反应堆压力容器顶部积聚的不可凝气体，从而造成这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的影响，无法保证反应堆冷却剂系统中只有唯一的汽水界面，引起不良的事故后果；缺失一回路快速卸压，无法在严重事故下执行快速卸压功能，从而不能降低严重事故下高压熔堆带来的风险，以致出现威胁安全壳完整性的高压熔融物喷射现象；缺失蒸汽发生器二次侧非能动余热排出功能，无法在发生全厂断电且电厂丧失能动堆芯余热排出能力的事故工况下，以致不能长时间导出堆芯余热，影响反应堆的安全。同时还缺失LOCA后自动停运主泵和30分钟操作员不干预等功能，不能更好地保证核电站的安全运行。

此外，现有二代加的核电站中用于监测反应堆运行相关参数的堆芯测量仪表普遍从堆芯下部插入，需要在压力容器底部开孔，随着对反应堆安全性要求的不断提高，堆芯测量仪表需要从堆芯上部插入，以取消压力容器底部开孔，进而提高反应堆的安全性。

同时，为实现安全目标，目前的核电站设置了堆芯余热排出系统，实现方式有两种：传统M310机型的能动方式，和西屋AP1000为代表的非能动方式。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。而能动设备则具有动力强、压力高、流量大、结构紧凑等优点。随着核电技术的不断发展与严格，反应堆运行、停堆后以及事故情况下的安全系数越来越高，因此需要一种结合能动方式与非能动方式优点的余热排出系统，从而提高核电站的安全性和可靠性。

目前，国内外核电站纷纷采用数字化仪控系统（DCS)作为主控室的控制系统，其可靠性和安全性成为最终用户最为关心的问题。核电厂数字化仪控系统（DCS)，一般分为两个平台，安全级的主保护系统平台和非安全级系统平台。反应堆主保护系统（RPS：包括反应堆紧急停堆功能、专设安全设施功能）采用数字化仪控，相对于传统的模拟仪控系统，数值采集更精确，人机界面更友好，有利于提高核电厂运行的效率、安全性和可靠性。但基于数字化的反应堆主保护系统可能发生软件共模失效（Software Common Cause Failure,SWCCF)，从而导致主保护系统完全失效。如果发生软件共模失效，同时叠加发生假想预期瞬态或设计基准事故（以下简称：软件共模叠加事故），事故无法缓解，将造成严重后果。

发明内容

本发明的要解决的技术问题是提供一种采用177堆芯布置方式，具有缓解与预防严重事故功能，堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器，拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统的核蒸汽供应系统及其核电站。

为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统，包括核反应堆堆芯，反应堆冷却剂系统，所述核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件；

所述反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱以及连接反应堆压力容器的冷却剂入口和出口的主管道；所述主管道包括冷段、热段和过渡段，所述热段连接到蒸汽发生器一次侧入口，所述蒸汽发生器一次侧出口与过渡段管路一端连接，所述过渡段的另一端与冷段连通，从而形成反应堆一回路；所述稳压器下端通过波动管连接到热段上；所述过渡段和波动管上均设置有LBB泄漏检测器。

所述反应堆冷却剂系统还包括主泵、卸压箱；