[发明专利]一种核电站的非能动专设安全设施

说明书

技术领域

本发明涉及核电站安全保护系统，具体涉及一种核电站的非能动专设安全 设施。

背景技术

压水堆核动力装置中，一回路系统是个封闭回路，当发生失水事故或非失 水事故时，最关键的是要保证堆芯淹没，并带走堆芯热量。当发生非失水事故 时，现有的压水堆设计中主要是利用辅助给水系统和余热排出系统带走堆芯热 量，第三代核电站采用一回路或者二回路的非能动余热排出系统带出堆芯热 量。当发生失水事故时，主要利用安注系统缓解事故，核电站的安注系统是保 证反应堆在事故工况时不出现事故升级的重要专设安全设施。高压安注系统一 般是单独设置的系统，配有电动安注泵，当反应堆冷却剂系统发生失水事故 时，向反应堆压力容器注水，保证堆芯淹没。第三代先进核电中设计了堆芯补 水箱，通过平衡管将堆芯补水箱与主管道冷段相连，当反应堆冷却剂系统发生 失水事故时，堆芯补水箱通过重力向反应堆压力容器注水。同时，通过氮气加 压的安注箱向反应堆压力容器注水，当反应堆压力容器压力降到常压时，通过 重力注射向堆芯注水。

采用安注泵的高压安注系统，如果丧失电源后，安注泵将无法启动，安注 功能也将无法保证，最终导致堆芯损坏。第三代核电的非能动系统分别连接在 压力容器、蒸汽发生器和主管道的冷热段上，如果将非能动专设安全设施的接 管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注 水，将增大自然循环能力，同时减少接管数量，使核电站的系统简化，且安全 保护系统更加安全可靠。

发明内容

本发明针对现有技术的不足，提出一种核电站的非能动专设安全设施。

核电站的非能动专设安全设施包括:

排放管线；所述排放管线设置在反应堆压力容器顶盖；所述排放管线上连 接有自动卸压管线、快速卸压管线和非能动余热排出管线；

热交换器；所述热交换器设置在所述非能动余热排出管线的下游，并位于 水箱中；

扩散器；所述扩散器设置在所述自动卸压管线的下游；

快速卸压阀；所述快速卸压阀设置在所述快速卸压管线上，经配置用于控 制所述快速卸压管线直接向安全壳内排放；

平衡管线；所述平衡管线设置在反应堆压力容器上，并与堆芯补水箱入口 连接，经配置用以使反应堆压力容器维持压力平衡；

注射总管；所述注射总管设置在反应堆压力容器上，并连接有堆芯补水箱、 安注箱、所述非能动余热排出管、低压注射管线和再循环注射管线。

优选地，所述再循环注射管线上设有再循环注射管线隔离阀和再循环注射 管线止回阀。

优选地，还包括再循环滤网；所述再循环滤网设置在所述再循环注射管线 的下游。

优选地，还包括热交换器出口隔离阀；所述热交换器出口隔离阀设置在所 述热交换器的下游。

优选地，所述堆芯补水箱通过堆芯补水箱注射管线与所述注射总管连接。

优选地，所述安注箱通过安注箱注射管线与所述注射总管连接。

优选地，所述安注箱注射管线上设有安注箱注射管线隔离阀和安注箱注射 管线止回阀。

与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：

1、本发明提供的核电站的非能动专设安全设施，与传统核电站的专设安全 设施不同，非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专 设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，增大了自然循环能力，使安全保护系 统更加安全可靠。

2、本发明提供的核电站的非能动专设安全设施，直接对堆芯进行冷却和注 水。在反应堆压力容器顶盖设置了排放管线，排放管线上连接有自动卸压管线、 快速卸压管线和非能动余热排出管线。压力容器上设置了注射总管，非能动余 热排出管线、堆芯补水箱、安注箱、低压注射管线和长期再循环注射管线都通 过注射总管将水注入堆芯，保证堆芯淹没并带走堆芯热量。

附图说明

图1为符合本发明优选实施例的核电站的非能动专设安全设施的示意图。

其中，1—反应堆压力容器；2—排放管线；3—非能动余热排出管线；

4—热交换器入口隔离阀；5—热交换器；6—热交换器出口隔离阀；

7—注射总管；8—自动卸压管线；9—自动卸压阀；10—扩散器；11—水箱；

12—快速卸压管线；13—快速卸压阀；14—平衡管线；