[发明专利]核电安全注入系统与控制方法及核电系统

说明书

本发明实施例提供了一种核电安全注入系统与控制方法及核电系统，涉及核电技术领域；其中，上述核电安全注入系统包括：反应堆压力容器；蒸汽发生器，蒸汽发生器分别通过热管段和冷管段与反应堆压力容器连接，以形成一回路；堆芯补液容器，堆芯补液容器通过第一管线与反应堆压力容器连接；补液泵，补液泵通过第二管线与反应堆压力容器连接；卸压装置，卸压装置与一回路连通。本发明实施例采用了能动和非能动相结合的安全注入构造，通过设置堆芯补液容器可保证应对事故的及时性，而通过补液泵则可持续向反应堆压力容器中注入液体，结合压力容器直接注入技术与卸压装置，有效提高安全注入的稳定性与可靠性，提升事故的处理效果。

技术领域

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种核电安全注入系统与控制方法及核电系统。

背景技术

压水堆核电厂核电系统通常具有一回路与二回路，一回路中的流动介质一方面可以吸收反应堆堆芯的热量传递给二回路中的流动介质以产生蒸汽，另一方面也起到对反应堆堆芯的温度控制作用。当由于一回路管道破口导致发生冷却剂丧失事故(Loss ofCoolant Accident,LOCA)，或者由于蒸汽管道断裂(Steam Line Break,SLB)等发生一回路过冷事故时，需通过安全注入系统(Safety Injection System，简称安注系统)向一回路中注入冷却液(例如含硼水)。

为保证向一回路中注入冷却液的过程持续进行，现有安注系统通常是利用重力，将设于高处的容器中的冷却液直接注入到一回路管道中。现有安注系统的缺陷在于：冷却液仅依靠重力向一回路注入，驱动力有限，冷却液难以有效到达反应堆堆芯处，导致事故处理要求较高、效果较差。

发明内容

本发明实施例提供一种核电安全注入系统与控制方法及核电系统，以解决现有核电安全注入系统中冷却液难以有效到达反应堆堆芯处，导致事故处理效果较差的问题。

为了解决上述技术问题，本发明是这样实现的：

本发明实施例提供了一种核电安全注入系统，包括：

反应堆压力容器；

蒸汽发生器，所述蒸汽发生器分别通过热管段和冷管段与所述反应堆压力容器连接，以形成一回路；

堆芯补液容器，所述堆芯补液容器通过第一管线与所述反应堆压力容器连接；

补液泵，所述补液泵通过第二管线与所述反应堆压力容器连接；

卸压装置，所述卸压装置与所述一回路连通。

可选地，所述核电安全注入系统还包括换料液容器；

所述卸压装置包括卸压管，所述卸压管与所述换料液容器连通。

可选地，所述卸压装置包括稳压容器和卸压阀；

所述稳压容器通过第三管线与所述热管段连接，并通过第四管线与所述换料液容器连通；

所述卸压阀设置于所述第四管线。

可选地，所述第二管线的数量为多个，每个所述第二管线均连接有所述补液泵；

多个所述第二管线中至少两条所述第二管线并联在第五管线上，所述第五管线与所述换料液容器连通。

可选地，还包括安注容器，所述安注容器通过第六管线连接在所述第二管线上。

可选地，所述补液泵为低压安注泵。

可选地，所述堆芯补液容器的第一接口通过第七管线连接至所述冷管段上；

所述堆芯补液容器的第二接口依次通过所述第一管线、所述第二管线与所述反应堆压力容器连接。

本发明实施例还提供了一种核电系统，其特征在于，包括上述的核电安全注入系统。