CN105405479B - 压水堆核电厂综合非能动安全*** - Google Patents

压水堆核电厂综合非能动安全*** Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种压水堆核电厂综合非能动安全***，其包括多个非能动安全***和一个为所述多个非能动安全***提供冷却水源的综合水箱；综合水箱布置在安全壳外的高位，包括至少三个实体隔离的独立分区，不同的独立分区之间由可开闭的分区间连通设施连接；每一独立分区均设置有至少一个与非能动安全***连接的对外连接接口，使得整个综合水箱能够为多个非能动安全***提供冷却水源。与现有技术相比，本发明压水堆核电厂综合非能动安全***的综合水箱可同时作为多个非能动安全***的高位水源，实现了事故后余热导出的功能，因此，能够在保证核电厂安全性的同时，提高核电厂的经济性。

Description

压水堆核电厂综合非能动安全***
技术领域
本发明涉及核电安全领域，更具体地说，本发明涉及一种压水堆核电厂综合非能动安全***。
背景技术
随着人们对日本福岛核事故的深入了解，有关方面对核电厂安全性能提出了更高的要求，中国也出台了《“十二五”期间新建核电厂安全要求》、《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》、《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》等一系列安全要求。这些新出台的安全要求中，均强调要汲取福岛核事故的经验教训，对于超设计基准工况以及严重事故，要从纵深防御的角度提出预防和缓解措施，尤其是对极端外部事件的设防方面，要求采取纵深防御措施，通过多层次防御，预防和缓解极端外部事件导致的严重事故。
从堆芯和乏燃料水池导出热量是三大基本核安全功能之一。福岛核事故后，不依赖于电源的非能动安全***在新研发的先进轻水堆核电厂中的应用越来越受到重视，因此，在新核电厂的设计中，当发生全厂交流电完全丧失或正常冷链完全丧失等极端事故工况下，都是通过非能动手段来导出堆芯、安全壳和乏燃料水池的热量的。这些常见的非能动安全***包括：二次侧非能动余热导出***；非能动堆坑注水***；非能动安全壳热量导出***；非能动乏燃料水池补水***等。
上述各个非能动安全***在事故后均依靠自然对流、自然循环、重力等非能动特征来带出事故后堆芯、安全壳和乏燃料的热量，保证核电厂的安全。它们有一个共同的特征，那就是都需要一个高位水源。在已公开的核电厂中，各***的水箱都是单独设置，从而导致了核电厂设计复杂、水源布置困难、各水箱不能得到充分利用等问题，经济性很差。
有鉴于此，确有必要一种提供能够解决上述问题的压水堆核电厂综合非能动安全***。
发明内容
本发明的目的在于：提供一种压水堆核电厂综合非能动安全***，其在事故后使用综合水箱为多个非能动安全***提供冷却水源，以解决核电厂非能动安全***水源整合的问题。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种压水堆核电厂综合非能动安全***，其包括多个非能动安全***和一个为所述多个非能动安全***提供冷却水源的综合水箱；综合水箱布置在安全壳外的高位，包括至少三个实体隔离的独立分区，不同的独立分区之间由可开闭的分区间连通设施连接；每一独立分区均设置有至少一个与非能动安全***连接的对外连接接口，使得整个综合水箱能够为多个非能动安全***提供冷却水源。
优选地，所述多个非能动安全***包括二次侧非能动余热导出***、非能动堆坑注水***、非能动安全壳热量导出***和非能动乏燃料水池补水***，这些非能动安全***均由综合水箱提供冷却水源。
优选地，每一独立分区均设置有与二次侧非能动余热导出***以及非能动安全壳热量导出***连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动堆坑注水***连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动乏燃料水池补水***连接的对外连接接口。
优选地，所述二次侧非能动余热导出***为每一蒸汽发生器均配备有一列非能动余热导出回路，各列非能动余热导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
优选地，每一为非能动余热导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有SPRHR冷凝器；SPRHR冷凝器的热侧进口管和热侧出口管分别伸出所在的独立分区，并与一列SPRHR回路对应连接。
优选地，至少一个独立分区的下部设置有堆坑注水接口，堆坑注水接口与为堆坑和/或堆坑注水箱注水的堆坑注水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动堆坑注水***提供注水/补水。
优选地，所述非能动安全壳热量导出***设置有一个或多个非能动的安全壳热量导出回路，各列安全壳热量导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
优选地，每一安全壳热量导出回路均为由安全壳内蒸发器、上升管、安全壳外冷凝器和下降管依次连接而形成的封闭回路；每一为安全壳热量导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有安全壳外冷凝器；安全壳外冷凝器的进口管和出口管分别伸出所在的独立分区，并与对应的安全壳热量导出回路的上升管和下降管对应连接。
优选地，至少一个独立分区的下部设置有乏燃料补水接口，乏燃料补水接口与乏燃料水池补水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动乏燃料水池补水***补水。
优选地，所述综合水箱的所有独立分区的总容量之和不小于满足二次侧非能动余热导出***、非能动安全壳冷却***、非能动堆坑注水***和乏燃料水池重力补水***四大安全***事故后24小时或72小时的需水量总和。
优选地，所述综合水箱还包括水箱循环加药设施和压力控制设施。
优选地，所述压力控制设施为一条将综合水箱的气空间与大气连通的压力控制管线，压力控制管线为可开闭管线，且安装有呼吸阀。
优选地，所述综合水箱中设置有隔离墙，隔离墙将水箱底部的空间分隔为不同的独立分区；这些独立分区上方的气空间互相连通，底部的冷却水收容空间则通过可开闭的分区间连通设施相连。
优选地，每一独立分区均配置有充水管线、排水管线、蒸汽排放口、水位及水温监测仪表。
优选地，所述充水管线包括正常补水接口和临时补水接口，使得独立分区在正常运行情况下可接受消防水池的补水，事故后可接受临时水源的补水。
优选地，所述蒸汽排放口设置在综合水箱的顶部，并且与独立分区相对应，用于事故工况下***投运后综合水箱内产生大量蒸汽时进行排放，使热量最终排向大气环境。
优选地，所述综合水箱为土建构筑物，其箱体由钢筋混凝土墙板构成，并在箱体内壁锚固不锈钢衬里板作为钢覆面。
优选地，所述综合水箱环绕安全壳的上部外壁布置或是布置在安全壳的顶部
与现有技术相比，本发明压水堆核电厂综合非能动安全***的综合水箱可同时作为多个非能动安全***的高位水源，实现了事故后余热导出的功能，因此，能够在保证核电厂安全性的同时，提高核电厂的经济性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明压水堆核电厂综合非能动安全***及其有益效果进行详细说明。
图1为本发明压水堆核电厂综合非能动安全***的流程原理示意图。
图2为本发明压水堆核电厂综合非能动安全***的综合水箱分区和接口示意图。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参阅图1和图2，本发明压水堆核电厂综合非能动安全***包括多个非能动安全***和一个为这些非能动安全***提供冷却水源的综合水箱40。
综合水箱40环绕安全壳10的上部外壁布置，其包括三个实体隔离的独立分区42、44、46、分区间共用设施以及分区间连通设施402。综合水箱40为土建构筑物，其箱体由钢筋混凝土墙板构成，并在箱体内壁锚固不锈钢衬里板作为钢覆面，以防止渗漏和维持水质。综合水箱40中设置有隔离墙400，从而将水箱底部的空间分隔为不同的独立分区42、44、46。这些独立分区42、44、46之间虽然由隔离墙400分隔，但上方的气空间却互相连通，底部的冷却水收容空间又通过可开闭的分区间连通设施402相连。
每一独立分区42、44、46均配置有充水管线、排水管线、蒸汽排放口404、水位及水温监测仪表以及一个或多个对外连接接口。充水管线包括正常补水接口和临时补水接口，使得独立分区42、44、46在正常运行情况下可接受消防水池的补水，事故后可在必要时接受临时水源的补水。排水管线用于水箱检修或水箱水质不符合要求时的排水。蒸汽排放口404设置在综合水箱40的顶部，并且与独立分区42、44、46相对应，用于事故工况下***投运后综合水箱40内产生大量蒸汽时进行排放，以使热量最终排向大气环境。对外连接接口用于与接受其供水/冷却的非能动安全***连接，以便在事故工况下为对应的非能动安全***供水或提供冷却，使得综合水箱40能够作为所有非能动安全***的综合水源发挥作用。
分区间的共用设施包括水箱循环加药设施、压力控制设施等。水箱循环加药设施用于搅浑综合水箱40中的冷却水并进行加药和净化。压力控制设施是指在综合水箱40顶部设置的一条与大气连通的压力控制管线406，压力控制管线406平时隔离，需要时可开启，用于平衡水箱正常充排水时的压力。压力控制管线406上安装有呼吸阀，在电站正常运行时，当大气温度变化导致综合水箱40内外部压差超过定值时，可开启以平衡压力。
分区间连通设施402用于连通各独立分区42、44、46，它们平时隔离，并在需要时开启，例如：在水箱循环加药设施进行加药循环搅浑时开启，以实现不同独立分区42、44、46同时搅浑；或者在某些事故发生后开启，以充分利用各独立分区42、44、46内的存水。
易于理解的是，在其他实施方式中，综合水箱40还可以采用其他的布置方案，例如：位置可以布置在安全壳10的顶部，独立分区的个数也可以根据实际情况有所增减。总之，只要综合水箱10位于安全壳10外的高位，并且独立分区42、44、46足以实现为主要的非能动安全***供水即可。
由综合水箱40提供冷却水源的多个非能动安全***包括二次侧非能动余热导出***、非能动堆坑注水***、非能动安全壳热量导出***和非能动乏燃料水池补水***。以下将详细描述综合水箱40的各个独立分区42、44、46的对外连接接口设置情况，以及这些对外连接接口与核电厂的各个非能动安全***之间的连接关系。
综合水箱40与二次侧非能动余热导出***的连接：在安全壳10中，每个蒸汽发生器12均配备了一列非能动余热导出(SPRHR)回路120。为了实现对各个SPRHR回路120的冷却，本发明的每个独立分区42、44、46均在下部设置有一个冷凝器隔间48，冷凝器隔间48中布置有SPRHR冷凝器480。SPRHR冷凝器480的热侧进口管482和热侧出口管484分别伸出所在的独立分区42、44、46，并与一列SPRHR回路120对应连接。如此，综合水箱40即成为SPRHR冷凝器480的最终热阱，蒸汽发生器12产生的蒸汽经过SPRHR冷凝器480换热冷却后，凝结成冷凝水重新注入蒸汽发生器12，形成一个闭式的余热排出回路。易于理解的是，为了提高换热效率，每一独立分区42、44、46最好只与一列SPRHR回路120连接，因此，综合水箱40的独立分区个数应该等于蒸汽发生器12的数量，或者是适当多于蒸汽发生器12的数量作为备用。
综合水箱40与非能动堆坑注水***的连接：在其中一个独立分区42的下部设置有堆坑注水接口50，堆坑注水接口50用于与为堆坑14和/或堆坑注水箱15注水的堆坑注水管线16连接。严重事故发生后，综合水箱40可通过堆坑注水管线16对堆坑14进行重力注水，以带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器18外壁的温度，维持压力容器18的完整性，实现压力容器18内堆芯熔融物的滞留。当然，对于安全壳10内安装有堆坑注水箱15的非能动堆坑注水***来说，也可以通过堆坑注水接口50为事故后排空的堆坑注水箱15补水，以确保堆坑注水功能的实现。易于理解的是，综合水箱40中也可以在两个或更多个独立分区42、44、46的下部设置堆坑注水接口，以保证某一个堆坑注水接口损坏时，仍旧能够为非能动堆坑注水***注水/补水。
综合水箱40与非能动安全壳热量导出***的连接：非能动安全壳热量导出***设置有一个或多个非能动的安全壳热量导出回路，每个安全壳热量导出回路均为由安全壳内蒸发器200、上升管202、安全壳外冷凝器520和下降管204依次连接而形成的封闭回路。为了实现对各个安全壳热量导出回路的冷却，本发明的每个独立分区42、44、46均在下部设置有一个冷凝器隔间52，安全壳外冷凝器520布置在冷凝器隔间52中。冷凝器隔间52与冷凝器隔间48可以位于同一独立分区42、44、46或不同独立分区42、44、46，但二者是独立的隔间，也就是说，安全壳外冷凝器520与二次侧非能动余热导出***的SPRHR冷凝器480即使由同一独立分区42、44、46的水提供冷却，也需要设于不同的冷凝器隔间中。安全壳外冷凝器520的进口管522和出口管524分别伸出所在的独立分区42、44、46，并与对应的安全壳热量导出回路的上升管202和下降管204连接。如此，综合水箱40即成为安全壳外冷凝器520的最终热阱，安全壳内蒸发器200产生的蒸汽经过安全壳外冷凝器520换热冷却后，重新凝结成冷凝水流回安全壳内蒸发器200，形成一个封闭的余热排出回路。安全壳内蒸发器200的下部可以设置凝结水收集器22，用于收集安全壳10内被安全壳热量导出***冷凝成的凝结水，并将其注入安全壳10内的堆坑注水箱15。易于理解的是，为了提高换热效率，每一独立分区42、44、46最好只与一个安全壳热量导出回路连接，因此，综合水箱40的独立分区个数应该等于安全壳热量导出回路的数量，或者是适当多于安全壳热量导出回路的数量作为备用。
综合水箱40与非能动乏燃料水池补水***的连接：在其中一个独立分区44的下部设置有乏燃料补水接口54，乏燃料补水接口54用于与乏燃料水池补水管线24连接。严重事故发生后，综合水箱40可通过乏燃料水池补水管线24为乏燃料水池26进行补水，乏燃料水池26产生的蒸汽通过燃料大厅上部的排气管道经烟囱排放，通过补水蒸发方式带走乏燃料的衰变热。当然，综合水箱40中也可以在两个或更多个独立分区42、44、46的下部设置乏燃料补水接口，以保证某一个乏燃料补水接口损坏时，仍旧能够为乏燃料水池26补水。
由于综合水箱40是作为非能动安全***的综合水源使用，因此其所有独立分区42、44、46的总容量之和至少需要能够满足二次侧非能动余热导出***、非能动安全壳冷却***、非能动堆坑注水***和乏燃料水池重力补水***四大安全***事故后一定时间内(24小时或72小时)的需水量总和，包括但不限于：非能动堆坑注水壳外再补水阶段的需水量；非能动乏燃料水池补水的需水量(按照正常运行工况的最大热负荷考虑即可，乏燃料水池由于本身具备较大的水装量，有一定的自持能力)；非能动安全壳热量导出***的需水量(蒸发量)。
本发明压水堆核电厂综合非能动安全***的运行和控制情况如下：
1)机组正常运行期间，各个非能动安全***均处于备用状态，综合水箱40处于隔离状态，无需执行安全功能，但是需要定期对综合水箱40进行净化，以维持水质；
2)当发生全厂断电等堆芯未降级的超设计基准事故时，若应急给水***启动失效，则投入二次侧非能动余热导出***来排出一回路的热量，此时，综合水箱40为二次侧非能动余热导出***提供冷却；
3)如果安全壳10内发生一回路或二回路管道破口，堆芯热量导出到安全壳10内，则投用安全壳非能动热量导出***冷却安全壳，此时，综合水箱40为安全壳非能动热量导出***提供冷却；
4)上述工况下，若乏燃料水池能动的冷却手段丧失，为了带出乏燃料的衰变热，保证乏燃料水池的安全，则需要投入非能动乏燃料水池补水***，通过综合水箱40为乏燃料水池26补水；
5)发生全厂交流电完全丧失等极端事故工况时，若堆芯降级，进入严重事故工况，当堆芯出口温度超过650℃时，应开启安全壳10内的非能动堆坑注水箱15的出口隔离阀，启动非能动堆坑注水***；早期***以较大流量注入堆坑14，并在30分钟内达到要求的注水高度，之后***转入小流量注入阶段；若堆坑注水箱15内水量耗尽，则开启综合水箱40与安全壳内堆坑注水箱15之间的堆坑注水管线16，利用重力实现堆坑注水箱15的再补水，进而实现堆坑14的小流量补水；此类工况下，安全壳10内的热量通过非能动安全壳热量导出***带出；
6)综合水箱40分为多个独立分区42、44、46，当某一个独立分区发生故障时，其他独立分区不会受到影响；当某一个独立分区的水位降低过多时，可以开启分区间连通设施402从其他水位较高的独立分区取得适当补充。
与现有技术相比，本发明压水堆核电厂综合非能动安全***至少具有以下优点：
1)提高了核电厂的安全性：在类似福岛核事故的极端事故工况下(全厂交流电完全丧失或正常冷链丧失等超设计基准事故以及这些事故引发的严重事故工况)，无需额外的外部冷源和电源的介入，非能动安全***综合水箱40就能够为冷却堆芯、安全壳10和乏燃料水池的非能动安全***提供所需的冷却水源，通过非能动安全***带出堆芯、安全壳10和乏燃料水池的热量，进一步提高了各个非能动安全***的可靠性和核电厂应对极端工况的能力，在较大程度上防止核电厂在极端事故下出现“陡边效应”，确保了事故后机组的安全；
2)兼顾了核电厂的经济性：本发明实现了各个非能动安全***的水源整合，避免了每一非能动安全***单独设置水池带来的设计复杂、水量浪费、布置困难等问题，具有一定的经济性；
3)不影响核电厂的运行操作：本发明不影响核电厂正常运行期间的运行操作，仅在超设计基准工况下由操纵员启动相关***，即可投入运行，而且***的运行可自持；
4)实现了全厂水源的充分利用：本发明的综合水箱40与消防水池等厂区其他水源间设置接口，可以做到全厂水源的较好整合和充分利用。
根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (17)

1.一种压水堆核电厂综合非能动安全***，包括多个非能动安全***；其特征在于：还包括一个为所述多个非能动安全***提供冷却水源的综合水箱；综合水箱布置在安全壳外的高位，包括至少三个实体隔离的独立分区，不同的独立分区之间由可开闭的分区间连通设施连接；每一独立分区均设置有至少一个与非能动安全***连接的对外连接接口，使得整个综合水箱能够为多个非能动安全***提供冷却水源；所述多个非能动安全***包括二次侧非能动余热导出***、非能动堆坑注水***、非能动安全壳热量导出***和非能动乏燃料水池补水***，这些非能动安全***均由综合水箱提供冷却水源。
2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：每一独立分区均设置有与二次侧非能动余热导出***以及非能动安全壳热量导出***连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动堆坑注水***连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动乏燃料水池补水***连接的对外连接接口。
3.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述二次侧非能动余热导出***为每一蒸汽发生器均配备有一列非能动余热导出回路，各列非能动余热导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
4.根据权利要求3所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：每一为非能动余热导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有SPRHR冷凝器；SPRHR冷凝器的热侧进口管和热侧出口管分别伸出所在的独立分区，并与一列SPRHR回路对应连接。
5.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：至少一个独立分区的下部设置有堆坑注水接口，堆坑注水接口与为堆坑和/或堆坑注水箱注水的堆坑注水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动堆坑注水***提供注水/补水。
6.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述非能动安全壳热量导出***设置有一个或多个非能动的安全壳热量导出回路，各列安全壳热量导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
7.根据权利要求6所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：每一安全壳热量导出回路均为由安全壳内蒸发器、上升管、安全壳外冷凝器和下降管依次连接而形成的封闭回路；每一为安全壳热量导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有安全壳外冷凝器；安全壳外冷凝器的进口管和出口管分别伸出所在的独立分区，并与对应的安全壳热量导出回路的上升管和下降管对应连接。
8.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：至少一个独立分区的下部设置有乏燃料补水接口，乏燃料补水接口与乏燃料水池补水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动乏燃料水池补水***补水。
9.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述综合水箱的所有独立分区的总容量之和不小于满足二次侧非能动余热导出***、非能动安全壳冷却***、非能动堆坑注水***和乏燃料水池重力补水***四大安全***事故后24小时或72小时的需水量总和。
10.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述综合水箱还包括水箱循环加药设施和压力控制设施。
11.根据权利要求10所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述压力控制设施为一条将综合水箱的气空间与大气连通的压力控制管线，压力控制管线为可开闭管线，且安装有呼吸阀。
12.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述综合水箱中设置有隔离墙，隔离墙将水箱底部的空间分隔为不同的独立分区；这些独立分区上方的气空间互相连通，底部的冷却水收容空间则通过可开闭的分区间连通设施相连。
13.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：每一独立分区均配置有充水管线、排水管线、蒸汽排放口、水位及水温监测仪表。
14.根据权利要求13所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述充水管线包括正常补水接口和临时补水接口，使得独立分区在正常运行情况下可接受消防水池的补水，事故后可接受临时水源的补水。
15.根据权利要求14所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述蒸汽排放口设置在综合水箱的顶部，并且与独立分区相对应，用于事故工况下***投运后综合水箱内产生大量蒸汽时进行排放，使热量最终排向大气环境。
16.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述综合水箱为土建构筑物，其箱体由钢筋混凝土墙板构成，并在箱体内壁锚固不锈钢衬里板作为钢覆面。
17.根据权利要求1或2所述的压水堆核电厂综合非能动安全***，其特征在于：所述综合水箱环绕安全壳的上部外壁布置或是布置在安全壳的顶部。
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