[发明专利]应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆装置

说明书

根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。

技术领域

本发明的实施方式涉及沸水反应堆(BWR)装置的应急堆芯冷却系统 (ECCS)。

背景技术

在核电站安全系统中，既具有能动安全系统又具有非能动安全系统的安全系统被称为混合安全系统。参考图12解释安全系统的示例(也参考日本专利申请公开2008-281426A)。在该示例中，存在三个能动安全分区，其中的每一个具有至少一个能动安全系统。

安全分区通常是由物理分离壁与其它安全分区分离的空间区域，以在核电厂发生火灾或水灾事故时防止其它分区的事故影响所关注的安全分区。这种事故假定针对核电厂的安全设计而发生。具有一个或多个能动安全系统的安全分区仅被称为能动安全分区，而具有至少一个非能动安全系统的安全分区被称为非能动安全分区。

关于图12的解释

在图12中，能动安全分区中的每一个都具有：高压堆芯灌水系统 (HPCF)1、与余热排出系统(RHR)3共用的低压灌水系统(LPFL)2、以及应急柴油电机(EDG)4d。应急柴油电机(EDG)4d中的每一个都由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。存在三个余热排出系统3。三个余热排出系统3中的每一个也都由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。存在仅一个非能动安全分区，其具有隔离冷凝器(IC)5和非能动安全壳冷却系统(PCCS) 12。

高压堆芯灌水系统1是可以以比反应堆压力容器中的正常操作压力足够高的高压(例如，9MPa)将水注入到堆芯中的高压水注入系统。低压灌水系统2是仅当反应堆压力容器内的压力低于正常操作压力，例如，2MPa 时，才能将水注入到堆芯中的低压水注入系统。

能动安全分区中的每一个中的高压堆芯灌水系统1和低压灌水系统2 都具有在作为设计基准事故(DBA)的冷却剂丧失事故(LOCA)中冷却堆芯所需的100％或更多的容量。能动安全系统中的余热排出系统3中的每一个都具有在作为设计基准事故的冷却剂丧失事故中冷却反应堆安全壳容器所需的100％或更多容量。

尽管没有示出，但是作为用于核反应堆减压的装置，也配备了自动减压系统(ADS)。自动减压系统自动打开多个安全减压阀，以在小管道破裂事故等中对反应堆的压力进行减压。传统的沸水反应堆中也同样地配备了自动减压系统。

存在三个能动安全分区和三个余热排出系统3。因此，即使当假定在第一能动安全分区中因高压堆芯灌水系统1的注入管破裂而发生了冷却剂丧失事故，并假定第二能动安全分区中的应急柴油电机4d发生了单一故障，并且假定第三能动安全分区中的应急柴油电机4d处于在线维护中时，堆芯也可以由第一安全分区中的低压灌水系统2进行冷却，并且同时，反应堆安全壳容器由第一安全分区中的余热排出系统3进行冷却。当因单一故障和在线维护而在能动安全分区中有两个安全功能损失时确保安全的能力，被称为N-2(N减2)能力。

为了实现N-2能力，在图12所示的示例中，存在六个能动安全系统和三个余热排出系统3。顺便，其中即使当能动安全分区中的一个由于单一故障而失效时也确保安全的能力被称为N-1(N减1)能力。