CN107945893A - 一种核电厂应急堆芯冷却*** - Google Patents

一种核电厂应急堆芯冷却*** Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核电厂应急堆芯冷却***，该***具体包括高压安注泵、低压安注泵、安注水箱、自动卸压***、稳压器、直接注入管线、余热排出热交换器、压力容器和安全壳抑压池；其中，自动卸压***、安全壳抑压池、稳压器、压力容器和直接注入管线设置在安全壳内，高压安注泵、低压安注泵、安注水箱、余热排出热交换器设置在安全壳外。相对于现有技术而言，本发明将低压安注与余热排出功能合并，简化***配置、提高经济性。安全壳内设置抑压池，取消安全壳地坑设置，大幅减小安全壳体积和再循环过滤器的配置。设置安全壳外安注水箱，消除了因设置安全壳内换料水箱带来的安全壳贯穿件增多，管线布置复杂等问题。

Description

一种核电厂应急堆芯冷却***
技术领域
本发明涉及核电厂设备技术领域，具体涉及一种核电厂应急堆芯冷却***。
背景技术
安全注入***又叫做应急堆芯冷却***，其主要用于在各种假想事故工况下，确保反应堆紧急安全停堆并长期排出堆芯余热。目前，多数大型压水堆核电厂中均设置有安全注入***，以在事故工况下进行应急堆芯冷却，并维持一回路水装量。为实现上述功能，安全注入***须根据事故时一回路***压力下降情况，在不同的压力水平下注入。
现有技术中安全注入***由三个子***组成：
高压安注子***：利用高压安注泵将硼酸溶液注入到反应堆冷却剂***。
低压安注子***：事故后的直接注入阶段和长期冷却阶段，两台低压安注泵可将含硼水注入至反应堆冷却剂***以冷却堆芯。
中压安注子***：是一个非能动***，包括三个独立的安注箱。事故期间，当反应堆冷却剂***的压力下降到低于安注箱压力时，安注箱内的含硼水自动注入到一回路中。
例如中国专利CN200910108230.9公开的一种安全注入***，如说明书附图图1所示，包括高压安注泵、低压安注泵和安注箱，还包括用于容纳安注水的换料水箱。其中所述换料水箱位于安全壳内；所述安注箱通过设置有隔离阀的管道连接在直接压力容器注入管线上；所述高压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述换料水箱和压力容器直接注入管线之间；所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述换料水箱和压力容器直接注入管线之间。还包括自动卸压子***，所述自动卸压子***连接在所述换料水箱和稳压器之间。该中国专利公开的安全注入***存在以下问题：1）其高压安注和低压安注采用母管制注入，即如图1所示，安注泵出口的注入管线相互连接，每台泵都可以注入到任意注入点，注入管线增多，其次换料水箱设置在安全壳内，从图1可以看出***与换料水箱207的连接需要贯穿安全壳，每条贯穿安全壳的管线都要设置安全壳贯穿件，从而导致安全壳贯穿件的增多；2）***配置复杂，由于该安全注入***采用母管制注入，导致注入管线和相应设备数量的增加，同时会导致各注入点的流量分配不均匀，为此，每条注入管线均需设置流量调节阀定期调节；3）贯穿件存在一定的泄露风险，其数量增多会直接导致安全壳作为第三道屏障的失效风险增加，***安全性有待提高。
综上所述，现有技术中的安全注入***存在配置复杂、功能单一以及经济性较差等问题。因此，如何简化核电厂中应急堆芯冷却***的配置，减少安全壳贯穿件数量，提高其***安全性和改善其经济性，成为亟待解决的问题。
发明内容
本发明的目的在于针对现有技术中的不足，提出一种配置简单、***安全性更高、经济性更好的核电厂应急堆芯冷却***。
为了实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
一种核电厂应急堆芯冷却***，包括高压安注泵、低压安注泵、安注水箱、自动卸压***和稳压器，所述核电厂应急堆芯冷却***还包括余热排出热交换器和安全壳抑压池；
所述高压安注泵通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在所述安全壳抑压池和直接注入管线之间；
所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述安全壳抑压池和余热排出热交换器之间；
所述安注水箱通过设置有隔离阀的管道分别与所述高压安注泵、所述低压安注泵连接；
所述自动卸压***设置在稳压器和安全壳抑压池之间；
所述抑压池用于容纳再循环水和一回路卸压排放冷却剂。
作为本发明的优选技术方案，所述高压安注泵通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在所述安注水箱和直接注入管线之间；所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述安注水箱和余热排出热交换器之间。
作为本发明的优选技术方案，所述安全壳抑压池设置在安全壳内，且该安全壳抑压池内设有湿井和再循环过滤器，所述湿井中设置有喷洒器。
作为本发明的优选技术方案，所述再循环过滤器设置在安全壳抑压池的池内底部，所述再循环过滤器通过设置有隔离阀的管道与高压安注泵、低压安注泵相连接。
作为本发明的优选技术方案，所述自动卸压***一端通过设置隔离阀的管道与稳压器气空间相连接，另一端通过设置调节阀的管道与所述喷洒器相连接。
作为本发明的优选技术方案，所述自动卸压***包括若干个系列，所述自动卸压***每个系列包括几级并联的卸压阀门，每一级包含若干个串联的阀门。
作为本发明的优选技术方案，所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和余热排出热交换器之间；所述余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在低压安注泵和直接注入管线之间。
作为本发明的优选技术方案，所述低压安注泵包括相互独立的第一低压安注泵和第二低压安注泵；所述高压安注泵包括相互独立的第一高压安注泵和第二高压安注泵；所述余热排出热交换器包括相互独立的第一余热排出热交换器和第二余热排出热交换器。
作为本发明的优选技术方案，所述第一低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和第一余热排出热交换器之间；所述第一余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在第一低压安注泵和直接注入管线之间。
作为本发明的优选技术方案，所述第二低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和第二余热排出热交换器之间；所述第二余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在第二低压安注泵和直接注入管线之间。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1）设置自动卸压***，实现事故后一回路快速降压，增大安注流量并快速冷却堆芯，提高安全性；
2）低压安注与余热排出功能合并，简化***配置、提高经济性；
3）安全壳内设置抑压池，取消安全壳地坑设置，大幅减小安全壳体积和再循环过滤器的配置；
4）设置安全壳外安注水箱，消除了因设置安全壳内换料水箱带来的安全壳贯穿件增多，管线布置复杂等问题。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为现有技术一种安全注入***的结构示意图；
图2为本发明一种核电厂应急堆芯冷却***的结构示意图。
图中，第一高压安注泵11、第二高压安注泵12，第一低压安注泵21，第二低压安注泵22，安注水箱3，自动卸压***4，余热排出热交换器5，安全壳抑压池6，再循环过滤器61，隔离阀7，安注水箱取水管线隔离阀71，安全壳抑压池取水管线隔离阀72，稳压器8，压力容器9，止回阀10。
具体实施方式
以下描述中，为了说明而不是为了限定，提出了诸如特定***结构、技术之类的具体细节，以便透切理解本发明实施例。然而，本领域的技术人员应当清楚，在没有这些具体细节的其它实施例中也可以实现本发明。在其它情况中，省略对众所周知的***、装置、电路以及方法的详细说明，以免不必要的细节妨碍本发明的描述。
为了说明本发明所述的技术方案，下面通过具体实施例来进行说明。
实施例1
本实施例为一种核电厂应急堆芯冷却***，其***结构示意图如图2所示，改进后的应急堆芯冷却***与现有技术***相比，仍旧采用了高、中、低三个压力水平下的安全注射方式，但本实施例大大简化了***配置。具体地，本实施例的核电厂应急堆芯冷却***包括有高压安注泵、低压安注泵、安注水箱3、自动卸压***（ADS）4、稳压器8、压力容器9和直接注入管线，余热排出热交换器5和安全壳抑压池6，其中，所述自动卸压***（ADS）4、安全壳抑压池6、稳压器8、压力容器9和直接注入管线设置在安全壳内，所述高压安注泵、低压安注泵、安注水箱3、余热排出热交换器5设置在安全壳外。
本实施例中，所述高压安注泵、低压安注泵、安注水箱3、自动卸压***4、余热排出热交换器5、安全壳抑压池6、稳压器8和压力容器9之间的连接关系如图2所示，具体地，高压安注泵通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在所述安全壳抑压池6和直接注入管线之间；所述高压安注泵还通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在所述安注水箱3和直接注入管线之间；其中，该隔离阀7设置在安全壳外，所述止回阀10设置在安全壳内。
本实施例中，所述低压安注泵通过设置有隔离阀7的管道连接在所述安注水箱3和余热排出热交换器5之间，并且所述低压安注泵通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在所述安全壳抑压池6和余热排出热交换器5之间。其中，该隔离阀7设置在安全壳外，所述止回阀10设置在安全壳内。
本实施例中，所述安注水箱3和安全壳抑压池6均为所述高压安注泵和所述低压安注泵的取水源，具体地，本实施例***根据一回路压力情况以及所述安注水箱内液位情况来选取安注水箱3或者安全壳抑压池6作为取水源，并且安注水箱取水管线上设置有安注水箱取水管线隔离阀71，安全壳抑压池取水管线上设置有安全壳抑压池取水管线隔离阀71。其中，所述隔离阀7、安注水箱取水管线隔离阀71和安全壳抑压池取水管线隔离阀72为相同结构的隔离阀。其中，所述直接注入管线与核电厂的压力容器9连接，所述抑压池用于容纳再循环水和一回路卸压排放冷却剂。
本实施例中，所述自动卸压***4设置在稳压器8和安全壳抑压池6之间，具体地，所述自动卸压***4是一端通过设置隔离阀的管道与稳压器8气空间相连接，另一端通过设置调节阀的管道与所述喷洒器相连接的。
本实施例中，所述自动卸压***4（ADS）包括若干个系列，所述自动卸压***4每个系列包括几级并联的卸压阀门，每一级包含若干个串联的阀门。
增设自动卸压***4－发生直接注入管线破裂等一回路破口事故时，***投运高压安注泵向一回路进行安全注入，因一回路压力较高，安注流量多数经破口旁流，无法注入堆芯；通过打开自动卸压***4（ADS）卸压阀门，稳压器8的气空间与抑压池湿井连同，一回路蒸汽经自动卸压***4（ADS）卸压管线排入抑压池，实现一回路压力快速降低，安注流量注入堆芯，保证堆芯水装量和冷却堆芯，提高核电厂安全性；同时，通过增设自动卸压***4，事故后有效安注流量增加，可减小安注泵流量配置，提高核电厂经济性。
本实施例中，所述安全壳抑压池6设置在安全壳内，且该安全壳抑压池6内设有湿井和再循环过滤器61，所述湿井中设置有喷洒器。所述再循环过滤器61设置在安全壳抑压池6的池内底部，所述再循环过滤器61通过设置有隔离阀71的管道与高压安注泵、低压安注泵相连接，该隔离阀7设置在安全壳外。本实施例中设置了安全壳抑压池6替代了常规的安全壳地坑执行事故工况下泄漏冷却剂的回收，大幅减小了安全壳体积；同时，在抑压池内布置再循环过滤器61，相对安全壳地坑可大幅减少再循环过滤器61配置数量，提高核电厂经济性。
本实施例中，所述低压安注泵通过设置有隔离阀7的管道连接在一回路管路热段和余热排出热交换器5之间；所述余热排出热交换器5通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在低压安注泵和直接注入管线之间，该止回阀10设置在安全壳内。
所述低压安注泵执行安注功能时，通过与安注水箱3或安全壳抑压池6的连接管线取水向一回路进行安全注入；所述低压安注泵执行余热排出功能时，通过与一回路管路热段的连接管线取水，经下游余热排出热交换器5冷却后返回一回路。低压安注与余热排出功能合并，取消余热排出***的独立配置，简化了安全相关***配置，提高核电厂经济性。
本实施例可以在核电厂一回路发生破口事故时，根据一回路***压力下降的情况，实现不同的压力水平下向堆芯注水。如一回路大破口事故工况下，一经接收到安注信号，***将执行以下操作：
高压安注泵和低压安注泵自动启动，安注水箱取水管线隔离阀71自动打开，同时触发自动卸压***4启动，进行一回路快速降压。当一回路压力降低到高压安注泵注入压力以下时，高压安注泵从安注水箱3取水，向一回路进行安全注入；当一回路压力降低到中压安注水箱3压力以下时，中压安注水箱3靠氮气压力自动向一回路进行大流量注入；当一回路压力降低到低压安注泵注入压力以下时，低压安注泵从安注水箱3取水，开始向一回路进行注入。
在安注水箱3达到低液位时，自动触发安全壳抑压池取水管线隔离阀72开启，安注水箱取水管线隔离阀71关闭，高压安注泵和低压安注泵开始从安全壳抑压池6取水，进入长期循环注入阶段。同时，通过低压安注泵下游余热排出热交换器5，带出安全壳内的热量。
实施例2
实施例2是在实施例1的基础进一步地对低压安装泵和高压安注泵以及余热排出热交换器5的数量及其布置进行进一步地优选设计，但低压安装泵和高压安注泵以及余热排出热交换器5并不局限于本实施例的设计。
本实施例中，所述第一高压安注泵11、第二高压安注泵12、第一低压安注泵21、第二低压安注泵22、安注水箱3、自动卸压***4、第一余热排出热交换器5、第二余热排出热交换器5、安全壳抑压池6、稳压器8和压力容器9之间的连接关系如图2所示，具体地，所述低压安注泵包括相互独立的第一低压安注泵21和第二低压安注泵22；所述高压安注泵包括相互独立的第一高压安注泵11和第二高压安注泵12；所述余热排出热交换器5包括相互独立的第一余热排出热交换器51和第二余热排出热交换器52；所述直接注入管线包括第一直接注入管线和第二直接注入管线，第一直接注入管线和第二直接注入管线均与核电厂的压力容器9连接。
本实施例中，所述第一低压安注泵21通过设置有隔离阀7的管道连接在一回路管路热段和第一余热排出热交换器51之间；所述第一余热排出热交换器51通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在第一低压安注泵21和第一直接注入管线之间。所述第二低压安注泵22通过设置有隔离阀7的管道连接在一回路管路热段和第二余热排出热交换器52之间；所述第二余热排出热交换器52通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在第二低压安注泵22和第二直接注入管线之间。
本实施例中，所述第一高压安注泵11通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在所述安全壳抑压池6和第一直接注入管线之间，所述第二高压安注泵12通过设置有隔离阀7和止回阀10的管道连接在所述安全壳抑压池6和第二直接注入管线之间。通过设置两个互相独立的高压安注泵，能够使得***具备两个完全独立的系列，满足单一故障准则的要求，降低高压安注功能失效的潜在风险。
本实施例可以在核电厂一回路发生破口事故时，根据一回路***压力下降的情况，实现不同的压力水平下向堆芯注水。如一回路大破口事故工况下，一经接收到安注信号，***将执行以下操作：
所述第一高压安注泵11、第二高压安注泵12、第一低压安注泵21、第二低压安注泵22自动启动，安注水箱取水管线隔离阀71自动打开，同时触发自动卸压***4启动，进行一回路快速降压。当一回路压力降低到第一高压安注泵11和第二高压安注泵12注入压力以下时，所述第一高压安注泵11和第二高压安注泵12从安注水箱3取水，向一回路进行安全注入；当一回路压力降低到中压安注水箱3压力以下时，中压安注水箱3靠氮气压力自动向一回路进行大流量注入；当一回路压力降低到所述第一低压安注泵21和第二低压安注泵22注入压力以下时，所述第一低压安注泵21和第二低压安注泵22从安注水箱3取水，开始向一回路进行注入。
在安注水箱3达到低液位时，自动触发安全壳抑压池取水管线隔离阀72开启，安注水箱取水管线隔离阀71关闭，所述第一高压安注泵11、第二高压安注泵12、第一低压安注泵21、第二低压安注泵22开始从安全壳抑压池6取水，进入长期循环注入阶段。同时，通过所述第一低压安注泵21和第二低压安注泵22下游的第一余热排出热交换器51和第二余热排出热交换器52，带出安全壳内的热量。
综上所述，本发明***设置了自动卸压***4，实现事故后一回路快速降压，增大安注流量并快速冷却堆芯，提高安全性；并且低压安注与余热排出功能合并，简化了***配置和提高了***的经济性；此外，本实施例1和2在安全壳内设置抑压池，取消安全壳地坑设置，大幅减小安全壳体积和再循环过滤器61的配置；并且设置安全壳外安注水箱3，消除了因设置安全壳内换料水箱带来的安全壳贯穿件增多，管线布置复杂等问题。
所属领域的技术人员可以清楚地了解到，为了描述的方便和简洁，仅以上述各功能单元、模块的划分进行举例说明，实际应用中，可以根据需要而将上述功能分配由不同的功能单元、模块完成，即将所述装置的内部结构划分成不同的功能单元或模块，以完成以上描述的全部或者部分功能。实施例中的各功能单元、模块可以集成在一个处理单元中，也可以是各个单元单独物理存在，也可以两个或两个以上单元集成在一个单元中。另外，各功能单元、模块的具体名称也只是为了便于相互区分，并不用于限制本申请的保护范围。上述***中单元、模块的具体工作过程，可以参考前述方法实施例中的对应过程，在此不再赘述。
在本发明所提供的实施例中，应该理解到，所揭露的装置和方法，可以通过其它的方式实现。例如，以上所描述的***实施例仅仅是示意性的，例如，所述模块或单元的划分，仅仅为一种逻辑功能划分，实际实现时可以有另外的划分方式，例如多个单元或组件可以结合或者可以集成到另一个***，或一些特征可以忽略，或不执行。
所述作为分离部件说明的单元可以是或者也可以不是物理上分开的，作为单元显示的部件可以是或者也可以不是物理单元，即可以位于一个地方，或者也可以分布到多个网络单元上。可以根据实际的需要选择其中的部分或者全部单元来实现本实施例方案的目的。
以上所述实施例仅用以说明本发明的技术方案，而非对其限制；尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本发明实施例各实施例技术方案的精神和范围。

Claims (10)

1.一种核电厂应急堆芯冷却***，包括高压安注泵、低压安注泵、安注水箱、自动卸压***和稳压器，其特征在于，所述核电厂应急堆芯冷却***还包括余热排出热交换器和安全壳抑压池；
所述高压安注泵通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在所述安全壳抑压池和直接注入管线之间；
所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述安全壳抑压池和余热排出热交换器之间；
所述安注水箱通过设置有隔离阀的管道分别与所述高压安注泵、所述低压安注泵连接；
所述自动卸压***设置在稳压器和安全壳抑压池之间；
所述抑压池用于容纳再循环水和一回路卸压排放冷却剂。
2.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述高压安注泵通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在所述安注水箱和直接注入管线之间；所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在所述安注水箱和余热排出热交换器之间。
3.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述安全壳抑压池设置在安全壳内，且该安全壳抑压池内设有湿井和再循环过滤器，所述湿井中设置有喷洒器。
4.根据权利要求3所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述再循环过滤器设置在安全壳抑压池的池内底部，所述再循环过滤器通过设置有隔离阀的管道与高压安注泵、低压安注泵相连接。
5.根据权利要求4所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述自动卸压***一端通过设置隔离阀的管道与稳压器气空间相连接，另一端通过设置调节阀的管道与所述喷洒器相连接。
6.根据权利要求1所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述自动卸压***包括若干个系列，所述自动卸压***每个系列包括几级并联的卸压阀门，每一级包含若干个串联的阀门。
7.根据权利要求1或2所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和余热排出热交换器之间；所述余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在低压安注泵和直接注入管线之间。
8.根据权利要求7所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述低压安注泵包括相互独立的第一低压安注泵和第二低压安注泵；所述高压安注泵包括相互独立的第一高压安注泵和第二高压安注泵；所述余热排出热交换器包括相互独立的第一余热排出热交换器和第二余热排出热交换器。
9.根据权利要求8所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述第一低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和第一余热排出热交换器之间；所述第一余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在第一低压安注泵和直接注入管线之间。
10.根据权利要求8所述的核电厂应急堆芯冷却***，其特征在于，所述第二低压安注泵通过设置有隔离阀的管道连接在一回路管路热段和第二余热排出热交换器之间；所述第二余热排出热交换器通过设置有隔离阀和止回阀的管道连接在第二低压安注泵和直接注入管线之间。
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