CN117790021A - 一种核反应堆非能动喷射注水***及注水方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核反应堆非能动喷射注水***及注水方法，属于核反应堆注水领域。用于应对一回路破口事故，稳压装置中高压气体进入两相喷射器驱动水源向反应堆压力容器非能动注水并维持水位实现反应堆堆芯冷却；还用于应对一回路非破口、二回路丧失冷却事故，通过相同的非能动方式向蒸汽发生器注水并维持水位，带出反应堆堆芯余热，保证堆芯安全。对现有***改造小、成本低，不影响现有***正常运行。不依赖电源，操作简单，而且能够快速投入运行，并长期运行保证堆芯安全。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆注水领域，涉及一种核反应堆非能动喷射注水***及注水方法。
背景技术
目前存在的非能动冷却***仍然存在不确定性，如非能动堆芯余热排出***启动需要较长时间、关键参数波动较大、非能动换热稳定性较低等。因此，很有必要在对非能动安全***继续探索和优化，以进一步提升非能动安全冷却***的安全性和可靠性。
气液两相喷射器具有不需要外部动力进行驱动，直接通过蒸汽(气体)和水之间接触进行混合，装置形式简单，是一种非常可靠、高效的非能动安全注水装置。故而，基于两相喷射器建立非能动注水冷却***，可以让非能动注水冷却***快速投入并提高稳定性。
目前针对一回路失水破口事故，采用高位水箱重力注水方式实现压力容器注水冷却。针对一回路非失水破口事故，采用一回路或二回路非能动余热排出***带出堆芯热量。根据两种相反事故类型采用不同事故应对策略，难以实现事故处置策略的统一，增加***复杂性。
发明内容
本发明的目的在于解决现有技术中难以实现事故处置策略的统一，增加***复杂性的问题，提供一种核反应堆非能动喷射注水***及注水方法。
为达到上述目的，本发明采用以下技术方案予以实现：
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水***，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器及双向喷射器；
反应堆压力容器一回路的主管道冷段与二回路的主管道冷段，及蒸汽发生器的给水管道均与两相喷射器的给水出口相连；反应堆压力容器一回路的主管道热段连接有稳压装置，稳压装置的另一端与两相喷射器的气体入口相连。
优选地，所述稳压装置包括稳压罐和稳压器；
所述反应堆压力容器一回路的主管道热段与稳压器相连，稳压器的另一端与稳压罐相连，稳压罐的另一端与两相喷射器的入口相连。
优选地，稳压器与稳压罐之间，稳压罐与两相喷射器之间均设有隔离阀。
优选地，在反应堆压力容器一回路的主管道冷段、二回路的主管道冷段及蒸汽发生器的给水管道与两相喷射器的出口相连的管道上均设有隔离阀。
优选地，在蒸汽发生器的给水侧设有主给水隔离阀。
优选地，在蒸汽发生器的蒸汽侧设有主蒸汽隔离阀。
优选地，在蒸汽发生器的蒸汽侧与主蒸汽隔离阀之间设有大气释放阀。
优选地，所述两相喷射器采用射汽抽水式两相喷射器或射水抽汽式两相喷射器。
优选地，在两相喷射器的给水口连接有水箱。
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水方法，包括如下步骤：
反应堆压力容器的一回路发生故障，对泄压装置泄压；两相喷射器向反应堆压力容器注水，根据反应堆压力容器高低水位控制两相喷射器的注水工作；
反应堆压力容器的二回路发生故障，对完好的蒸汽发生器泄压；两相喷射器向蒸汽发生器注水，根据蒸汽发生器高低水位控制两相喷射器的注水工作。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水***，用于应对一回路破口事故，稳压装置中高压气体进入两相喷射器驱动水源向反应堆压力容器非能动注水并维持水位实现反应堆堆芯冷却；还用于应对一回路回路非破口、二回路丧失冷却事故，通过相同的非能动方式向蒸汽发生器注水并维持水位，带出反应堆堆芯余热，保证堆芯安全。对现有***改造小、成本低，不影响现有***正常运行。不依赖电源，操作简单，而且能够快速投入运行，并长期运行保证堆芯安全。
附图说明
为了更清楚的说明本发明实施例的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，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相关的附图。
图1为本发明的核反应堆非能动喷射注水***结构示意图。
图2为本发明的核反应堆非能动喷射注水方法流程图。
图3为本发明的压力容器注水流程示意图。
图4为本发明的蒸汽发生器注水流程示意图。
其中：10-两相喷射器，13-稳压罐，14-水箱，15-稳压器，16-主给水隔离阀，17-主蒸汽隔离阀，18-大气释放阀。
具体实施方式
为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。通常在此处附图中描述和示出的本发明实施例的组件可以以各种不同的配置来布置和设计。
因此，以下对在附图中提供的本发明的实施例的详细描述并非旨在限制要求保护的本发明的范围，而是仅仅表示本发明的选定实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
应注意到：相似的标号和字母在下面的附图中表示类似项，因此，一旦某一项在一个附图中被定义，则在随后的附图中不需要对其进行进一步定义和解释。
在本发明实施例的描述中，需要说明的是，若出现术语“上”、“下”、“水平”、“内”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，或者是该发明产品使用时惯常摆放的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。此外，术语“第一”、“第二”等仅用于区分描述，而不能理解为指示或暗示相对重要性。
此外，若出现术语“水平”，并不表示要求部件绝对水平，而是可以稍微倾斜。如“水平”仅仅是指其方向相对“竖直”而言更加水平，并不是表示该结构一定要完全水平，而是可以稍微倾斜。
在本发明实施例的描述中，还需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，若出现术语“设置”、“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
下面结合附图对本发明做进一步详细描述：
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水***，如图1所示，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器及双向喷射器10；在蒸汽发生器的给水侧设有主给水隔离阀16，在蒸汽发生器的蒸汽侧设有主蒸汽隔离阀17，在蒸汽发生器的蒸汽侧与主蒸汽隔离阀17之间设有大气释放阀18。两相喷射器10采用射汽抽水式两相喷射器或射水抽汽式两相喷射器。
反应堆压力容器一回路的主管道冷段与二回路的主管道冷段，及蒸汽发生器的给水管道均与两相喷射器10的给水出口相连；反应堆压力容器一回路的主管道热段连接有稳压装置，稳压装置的另一端与两相喷射器10的气体入口相连；在两相喷射器10的给水口连接有水箱14。其中，稳压装置包括稳压罐13和稳压器15；反应堆压力容器一回路的主管道热段与稳压器15相连，稳压器15的另一端与稳压罐13相连，稳压罐13的另一端与两相喷射器10的入口相连。
在稳压器15与稳压罐13之间，稳压罐13与两相喷射器10之间均设有隔离阀。在反应堆压力容器一回路的主管道冷段、二回路的主管道冷段及蒸汽发生器的给水管道与两相喷射器10的出口相连的管道上均设有隔离阀。
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水方法，包括如下步骤：
反应堆压力容器的一回路发生故障，对泄压装置泄压；两相喷射器向反应堆压力容器注水，根据反应堆压力容器高低水位控制两相喷射器的注水工作；
反应堆压力容器的二回路发生故障，对完好的蒸汽发生器泄压；两相喷射器向蒸汽发生器注水，根据蒸汽发生器高低水位控制两相喷射器的注水工作。
参见图2，详细步骤如下：
步骤一：根据停堆信号隔离稳压罐13：根据停堆信号关闭稳压器15与稳压罐13之间的隔离阀；
步骤二：判断是否发生一回路破口事故：如果是，进入步骤三，如果否，进入步骤六；
步骤三：稳压器15卸压阀卸压：开启稳压器15卸压阀卸压，保持反应堆压力容器低压，以利于减慢稳压罐的气体消耗，增加***运行时间。本步骤针对小破口事故有用，至于大、中破口事故，压力容器压力快速降低，不执行步骤三直接进入步骤四。
步骤四：两相喷射器10投入向反应堆压力容器注水；根据反应堆压力容器堆芯低水位信号投入两相喷射器10，向反应堆压力容器注水；
开启水箱14与两相喷射器10给水入口之间的隔离阀、两相喷射器10出口与完好回路主管道冷段(靠近压力容器)之间的隔离阀，以及稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀。
步骤五：反应堆压力容器堆芯水位控制：根据堆芯高、低水位控制两相喷射器10的气体入口隔离阀关闭、开启。
反应堆压力容器堆芯水位达到高水位时，关闭稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，停止向反应堆压力容器注水；反应堆压力容器堆芯水位达到低水位时，开启稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，继续向反应堆压力容器注水；
步骤六：判断是否发生二回路丧失冷却事故：如果是，进入步骤七；
步骤七：蒸汽发生器隔离：隔离各蒸汽发生器的蒸汽侧和给水侧，即关闭各蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀17和主给水隔离阀16；
步骤八：注水蒸汽发生器卸压：优先选取完好的蒸汽发生器作为注水蒸汽发生器，并调低该蒸汽发生器的大气排放阀的压力设定值。
通过注水蒸汽发生器卸压，保持注水蒸汽发生器的低压，以利于减慢稳压罐13的气体消耗，增加***运行时间。
步骤九：两相喷射器10投入向蒸汽发生器注水；根据蒸汽发生器低水位信号投入两相喷射器10，向蒸汽发生器注水；
开启水箱14与两相喷射器10给水入口之间的隔离阀、两相喷射器10出口与注水蒸汽发生器给水管道之间的隔离阀，以及稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀。
步骤十：注水蒸汽发生器水位控制：根据注水蒸汽发生器高、低水位控制两相喷射器10的气侧入口隔离阀关闭、开启。
注水蒸汽发生器水位达到高水位时，关闭稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，停止向蒸汽发生器注水；注水蒸汽发生器水位达到低水位时，开启稳压罐13与两相喷射器气体入口之间的隔离阀，继续向蒸汽发生器注水。
实施例：压力容器注水
参考图3，压力容器注水方法如下：
步骤一：根据停堆信号隔离稳压罐13：根据停堆信号关闭稳压器15与稳压罐13之间的隔离阀；
步骤二：判断是否发生一回路破口事故：如果是，进入步骤三；
步骤三：稳压器15卸压阀卸压：开启稳压器15卸压阀卸压，保持反应堆压力容器低压；本步骤针对小破口事故有用，至于大、中破口事故，反应堆压力容器压力快速降低，不执行步骤三直接进入步骤四；
步骤四：两相喷射器10投入向反应堆压力容器注水；根据反应堆压力容器堆芯低水位信号投入两相喷射器10，向反应堆压力容器注水；
开启水箱14与两相喷射器10给水入口之间隔离阀、两相喷射器10出口与完好的回路主管道冷段之间的隔离阀，以及稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀。
步骤五：反应堆压力容器堆芯水位控制：根据堆芯高、低水位控制两相喷射器10的气体入口隔离阀关闭、开启；
反应堆压力容器堆芯水位达到高水位时，关闭稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，停止向反应堆压力容器注水；反应堆压力容器堆芯水位达到低水位时，开启稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，继续向反应堆压力容器注水。
实施例：蒸汽发生器注水
参考图4，蒸汽发生器注水方法如下：
步骤一：根据停堆信号隔离稳压罐13：根据停堆信号关闭稳压器15与稳压罐13之间的隔离阀；
步骤二：判断是否发生一回路破口事故：如果否，进入步骤六；
步骤六：判断是否发生二回路丧失冷却事故：如果是，进入步骤七；
步骤七：蒸汽发生器隔离：隔离各蒸汽发生器的蒸汽侧和给水侧，即关闭各蒸汽发生器的主蒸汽隔离阀17和主给水隔离阀16；
步骤八：注水蒸汽发生器卸压：选取完好的1号蒸汽发生器作为注水蒸汽发生器，并调低该蒸汽发生器的大气排放阀的压力设定值。
步骤九：两相喷射器10投入向蒸汽发生器注水；根据注水的1号蒸汽发生器低水位信号投入两相喷射器10，向1号蒸汽发生器注水；
开启水箱10与两相喷射器10给水入口之间的隔离阀、两相喷射器10出口与1号蒸汽发生器给水管道之间的隔离阀，以及稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀。
步骤十：注水蒸汽发生器水位控制：根据注水的1号蒸汽发生器高、低水位控制两相喷射器10的气侧入口隔离阀关闭、开启。
注水的1号蒸汽发生器水位达到高水位时，关闭稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，停止向1号蒸汽发生器注水；注水的1号蒸汽发生器水位达到低水位时，开启稳压罐13与两相喷射器10气体入口之间的隔离阀，继续向1号蒸汽发生器注水。
本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水***及方法，用于应对一回路破口事故和二回路丧失冷却事故，所述方法包括：根据停堆信号隔离稳压罐，采用稳压器卸压阀卸压、两相喷射器投入向压力容器注水、压力容器堆芯水位控制应对一回路破口事故，或者采用隔离注水蒸汽发生器、注水蒸汽发生器卸压、两相喷射器投入向蒸汽发生器注水、注水蒸汽发生器水位控制应对二回路丧失冷却事故，通过高压气体驱动两相喷射器的非能动方式向压力容器和蒸汽发生器注水并维持水位实现反应堆堆芯冷却。本发明对核反应堆现有设备功能深度挖潜，对现有***改造小、成本低，不影响现有***正常运行，不依赖电源，操作简单，而且能够快速投入运行，并长期运行保证堆芯安全。本发明根据两种相反事故类型采用相同事故应对策略，实现事故处置策略的统一与简化。
以上仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器及双向喷射器(10)；
反应堆压力容器一回路的主管道冷段与二回路的主管道冷段，及蒸汽发生器的给水管道均与两相喷射器(10)的给水出口相连；反应堆压力容器一回路的主管道热段连接有稳压装置，稳压装置的另一端与两相喷射器(10)的气体入口相连。
2.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，所述稳压装置包括稳压罐(13)和稳压器(15)；
所述反应堆压力容器一回路的主管道热段与稳压器(15)相连，稳压器(15)的另一端与稳压罐(13)相连，稳压罐(13)的另一端与两相喷射器(10)的入口相连。
3.根据权利要求2所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，稳压器(15)与稳压罐(13)之间，稳压罐(13)与两相喷射器(10)之间均设有隔离阀。
4.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，在反应堆压力容器一回路的主管道冷段、二回路的主管道冷段及蒸汽发生器的给水管道与两相喷射器(10)的出口相连的管道上均设有隔离阀。
5.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，在蒸汽发生器的给水侧设有主给水隔离阀(16)。
6.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，在蒸汽发生器的蒸汽侧设有主蒸汽隔离阀(17)。
7.根据权利要求6所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，在蒸汽发生器的蒸汽侧与主蒸汽隔离阀(17)之间设有大气释放阀(18)。
8.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，所述两相喷射器(10)采用射汽抽水式两相喷射器或射水抽汽式两相喷射器。
9.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水***，其特征在于，在两相喷射器(10)的给水口连接有水箱(14)。
10.一种核反应堆非能动喷射注水方法，其特征在于，包括如下步骤：
反应堆压力容器的一回路发生故障，对泄压装置泄压；两相喷射器向反应堆压力容器注水，根据反应堆压力容器高低水位控制两相喷射器的注水工作；
反应堆压力容器的二回路发生故障，对完好的蒸汽发生器泄压；两相喷射器向蒸汽发生器注水，根据蒸汽发生器高低水位控制两相喷射器的注水工作。
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