CN1197092C - 沸水型原子能发电站 - Google Patents

Abstract

本发明的沸水原子能发电站，其特征在于：在具有减压阀和重力落下式堆芯注水***作为应急用堆芯冷却***的静态安全***构成中，把与***阀等无漏泄阀不同的普通气动式阀或电动减压阀设置到安全外壳干井内的排放安全阀排气管上，基本能完全防止反应堆蒸气在发电站通常运转中漏泄到干井内。

Description

沸水型原子能发电站

技术领域

本发明涉及沸水原子能发电站，尤其涉及一种改进了安全***构成的沸水原子能发电站。

背景技术

当前商业用的沸水原子能发电站的应急用堆芯冷却***和安全外壳冷却***的构成，其一般设计是：把利用泵等动力设备的对堆芯的注水的***，以及利用热变换器的安全外壳的除热***组合成***网络，以便形成备用功能，即使对于与堆芯相连接的管道的断裂在这些***中产生单一的故障，也不会受影响。

另一方面，关于在构成上采用了静态安全***的简单沸水原子能发电站，也已在许多方面进行了研究，并已提出了结构设计方案，其代表性例子是：把重力落下式堆芯注水***与对反应堆进行减压的减压阀相组合作为应急用堆芯冷却***；以及采用一种静态安全外壳冷却***，作为安全外壳冷却***，例如利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸汽进行冷却，或者用该冷却水来对安全外壳壁面直接进行冷却。

以下参照图6～图9，详细说明沸水原子能发电站的安全***的构成的过去的例子。

图6是表示现有的最新沸水原子能发电站的安全***的构成。应急用堆芯冷却***的构成分为3个分区I、II、III。分区I由反应堆芯隔离冷却***741、低压堆芯注水***/残留热除去***742和应急用柴油发电机744而构成；分区2由高压堆芯注水***743、低压堆芯注水***/残留热除去***742和应急用柴油发电机744来构成，分区III由高压堆芯注水***743、低压堆芯注水***/残留热除去***742以及与其相连接的每个分区的应急用发电机744来构成，另外，还由具有备用功能的另一分区的自动减压***745来构成。

另一方面，图7表示采用静态安全***的简单沸水原子能发电站的安全***的构成。在该构成中没有像前者那样的安全分区，应急用堆芯冷却***是把重力落下式堆芯注水***752与对反应堆进行减压的减压阀751相组合；安全外壳冷却***采用了这样一种静态安全外壳冷却***753，即利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸气进行冷却；反应堆冷却***采用了具有应急用冷凝器的静态反应堆冷却***754。这些从总体来看，在设计上，对静态设备不必考虑单一故障，而仅仅对一部分动态设备的阀门等需要考虑单一故障。

并且，图8表示老式沸水原子能发电站的反应堆辅机冷却***及其海水***的概要。在该发电站的情况下，与分区I和分区II这2个分区的电源***相对应，反应堆辅机冷却***及其海水***也表示出了2分区构成的例子。这时若要对海水***进行不停机维修，则由于进水道与相同的电源分区相对应而形成2个分区，所以，其缺点是：例如，即使对每个分区设置备用的海水热交换器761，也不能对进水道762本身进行不停机维修，只能维修海水热交换器。因此，存在的问题是：若一定要对进水道进行不停机维修，则必须对每台热交换器分别设置独立的进水道，其结果共计需要6个进水道，其成本非常高，很难实现。

在图9中，与简单沸水原子能发电站的静态安全***的构成相反，对反应堆减压的减压阀771直接连接到反应堆压力容器772上，或者连接到主蒸汽管773上。

关于上述过去的沸水原子能发电站的安全外壳的构成，动态的也好，静态的也好，都存在以下各种问题。

对于前者的动态的安全***的构成，假定除了与反应堆相连接的管道本身断裂外还有另一分区的单一故障，那么，其构成必须是至少为3个分区的安全***。

对于后者的静态的安全***的构成，为了在发生事故时安全外壳压力长时间不下降而保持原状，按照现在的标准不能担保安全外壳漏泄量，这是静态的安全外壳冷却***特有的问题。

解决这两者的问题，形成一种简单的经济的安全***的构成，这是早已出现的课题。

人们已经知道，沸水原子能发电站的定期检修期限的关键途径之一是海水***设备的维修，为了缩短该期限，海水***设备的不停机检修是有效的方法，因此，研究的课题是：要使海水***设备的***构成便于不停机维修，而且成本的影响又小。

关于静态的安全***中的减压阀，因为它形成反应堆的压力极限，而且对安全外壳的干井开放，所以，为了防止蒸汽向干井内漏泄和误开放而造成的冷却剂流失事故(LOCA)等，采用了利用火药的***阀等特殊的无漏泄阀。因此，规定的任务有定期的阀***打开试验和更换用阀的保管等，其使用处理非常艰难，人们早已要求解决这一问题，希望开发一种即使不用***阀也能担保无漏泄的阀结构。

发明内容

本发明正是为了解决上述过去的技术课题，其目的在于以静态的安全***的简单构成为基础，能实现动态的安全***的准确可靠的安全外壳减压。

为了达到上述目的，在涉及本发明的原子能发电站的安全***中，采用以下构成。

本发明是一种沸水原子能发电站，其中具有以下静态的安全外壳冷却***和安全外壳灌水***：

该静态的安全外壳冷却***，作为应急用堆芯冷却***具有减压阀和重力落下式堆芯注水***，利用设置在安全外壳上部的冷却水池内的热交换器来对安全外壳内的蒸气进行冷却；

该安全外壳灌水***，用于在发生事故时把冷却水注入到安全外壳内所形成的干井内，

该沸水原子能发电站的特征在于增加了一种通过泵把冷却水注入到安全外壳内的安全外壳喷射冷却***作为安全***。

若按照本发明，则对静态安全***的基本构成附加一种动态的安全外壳喷射冷却***，这样一来，在发生事故时通过切实地对安全外壳进行减压，即可按照现有标准把安全外壳的放射性漏泄量控制在允许值以内。

本发明其特征在于：安全外壳喷射冷却***考虑到发生事故时的单一故障，采用了100％×2***构成，与此相对应包括电源***在内的应急用分区也采用2分区。

若按照本发明，则通过该静态的应急用堆芯冷却***和安全外壳冷却喷射***的组合，能把安全***的分区数设定为2个分区。因为应急用堆芯冷却***中采用静态的重力落下式堆芯注水***，所以，必须假定与堆芯相连接的管道本身破裂，但由于安全外壳喷射冷却***本身未与堆芯相连接，所以不必假定其本身破裂，仅假定单一故障即可，作为动态的安全***，应急用电源也包括在内从过去的3个分区改为2个分区(100％×2***)即可。

本发明对2分区的残留热除去***等进行冷却的海水***对每个分区设置备用机，采用50％×3台×2***构成，并且，把进水道定为100％×3条，对每条进入道各组配1台分区I和分区II的海水热交换器，这样一来，就能在发电站通常运转过程中进行任意1个系列的海水***的维修。

若采用本发明，则对于和上述2分区的残留热除去***相对应的，2分区的辅机冷却***及其海水***的构成，把包括反应堆辅机冷却***热交换器在内的海水***按各个分区分别采用50％×3台×2的分区构成，同样，把进水道部分设定为100％×3***，对各条进水道分别组合一台分区I和II的海水热交换器，这样一来，就能在发电站通常运转过程中把包括该进入道在内的100％部分的任意序列隔离开，进行海水***的不停机维修。

本说明其特征在于：作为应急用堆芯冷却***具有减压阀和重力落下式堆芯注水***的静态安全***构成中，把不同于***阀和重力落下式堆芯注水***的静态安全***构成中，把不同于***阀等无漏泄阀的、普通空气动作阀或电动减压阀设置在安全外壳干井内的排放安全阀排气管上，基本上能完全防止在设备通常运转过程中堆蒸气漏泄到干井内。

本发明对静态安全***的构成尤其规定了减压阀的构成，把减压阀的设置位置安排在按照相同运转方式作为自动减压***使用的排放安全阀的排气管上，向干井侧开放，这样，可以不用过去的那种***阀，而利用空气动作阀或电动阀等一般的阀形式来代替。于是，排放安全阀的排气线被水淹在压力控制池内，所以即使排放安全阀发生漏泄，这时减压阀同时漏泄的可能性也很小，因此，该蒸气在压力控制池内被冷凝，不会漏泄到干井侧。

附图说明

图1是表示采用本发明第1实施例的沸水原子能发电站整体的***图；

图2是表示上述实施例的沸水原子能发电站的安全***的构成图；

图3是表示上述实施例的发电站的辅机冷却及其海水***的构成图；

图4是表示上述实施例的沸水原子能发电设备的减压阀的构成图；

图5是表示采用本发明另一实施例的沸水原子能发电站的减压阀的构成图；

图6表示过去的例子，它表示最新型的沸水原子能发电站的安全***的构成图；

图7表示过去的例子，它表示简单型的沸水原子能发电站的安全***的构成图；

图8表示过去的例子，它表示老型沸水原子能发电站的辅机冷却及其海水***的构成图；

图9表示过去的例子，它表示简单型沸水原子能发电站的减压阀的构成图；

具体实施方式

以下参照附图，详细说明涉及本发明的沸水原子能发电站的安全***的实施例，本实施例适用于例如100MWe级的沸水原子能发电站。

图1是表示本实施例的沸水原子能发电站的整体构成的***图，图2是安全***的构成图。

如图1所示，该发电站是在反应堆压力容器1内的底部具有堆芯2的冷却水自然循环型沸水原子能发电站，在堆芯2的上方具有驱动控制棒的内装型上部控制棒驱动机构。作为安全***，堆芯2和干井3备有重力落下式堆芯注水***713和静态安全外壳冷却***714。并且，备有自动减压***712和应急用冷凝器770、残留热除去***771等。

再者，如图2所示，通常设有直流电源(DC)分区(I)、(II)。这些电源分区的构成部分有：重力落下式堆芯注水***(GDCS)713、静态安全外壳冷却***(PCCS)716和自动减压***(ADS)712，减压阀(DPV)712、应急用冷凝器(隔离冷凝器：IC)770，干井灌水***774(D/W)、反应堆隔离冷却***(RCIC)775等。

并且，设有应急用直流电源(EAC)分区I、II，这些电源分区的构成部分有：反应堆残留热除去***(RHR)771，反应堆安全外壳喷射(RCV喷射)***772，反应堆辅机冷却***(RCW/RSW)、海水***热交换器的阀等、应急用柴油发电机(DG)、燃气轮机发电机(GTG)等。该应急用直流电压分区(I)采用柴油发电机(DG)作为电源；应急用直流电源分区(II)采用燃气轮机发电机(GTG)作为电源。

图3表示图1所示的设备安全***的构成例。

本实施例的安全***，利用不依靠应急用交流电源的应急用直流电源***进行动作的分区，其构成部分有：反应堆芯隔离冷却***711、自动减压***(减压阀)712、重力落下式堆芯注水***713、静态安全外壳冷却***(壁面冷却或静态安全外壳热交换器)714和干井灌水***716等。

并且，不依靠应急用交流电源的分区I，其构成部分有：安全外壳喷射冷却***717和应急用燃气轮机发电机718等。另外，不依靠应急用交流电源的分区II，其构成部分有：安全外壳喷射冷却***和应急用柴油发电机719。

这样构成的本实施例，具有以下作用。

在出现反应堆冷凝剂流失事故的情况下，若反应堆水位降低，则使反应堆压力降低，促进重力落下式堆芯注水***713注水，所以向干井2开放的减压阀4打开，使反应堆内蒸气向干井3侧排放，这样一来就对反应堆压力容器1和反应堆安全外壳5之间的差压进行均衡，使压力达到重力落下式堆芯注水***713进行注水的压力。

若重力落下式堆芯注水***713开始注水，则由于反应堆内蒸气喷射而降低的反应堆压力容器1内的水位再次上升，其结果，反应堆水位与燃料顶部相比被保持在上面，所以，堆芯不露出来，以后，仍然是排放到反应堆安全外壳5内的蒸气的冷凝水作为重力落下式堆芯注水***进行循环，所以，能继续进行正常冷却。

一方面，由于排放到反应堆安全外壳5内的堆蒸气和堆水的作用，使反应堆安全外壳5内的温度压力上升。利用静态安全外壳冷却***(PCCS)的壁面冷却(或静态安全外壳冷却热交换器)来保持冷却，使温度压力不超过设计值。然后，在经过某一定的时间后，作为动态设备的安全外壳喷射冷却***772进行动作，安全外壳压力温度被冷却到低压低温状态，所以，排放到安全外壳内的放射性物质不会被排放到环境中而超过允许值。

另一方面，假定出现这样的双重故障，即使假定出现像动态安全***万一不能工作那样严重的事故，也还有利用安全外壳壁面冷动或静态安全外壳冷却热交换器的静态安全外壳冷却***，所以，安全外壳压力温度能保持在设计值以下。

再者，在万一发生严重事故的情况下，能使另外的干井灌水***进行动作，把压力控制池水注入到干井的下部，所以，即使在反应堆压力容器1内的燃料熔化，下落到反应堆压力容器1的底部的情况下，也能使反应堆压力容器1内变成水浸状态，从反应堆压力容器外部对熔化燃料进行冷却，所以，熔化燃料不会穿过反应堆压力容器1下落到干井3的下部。

发生反应堆冷却剂流失事故，是假定在与反应堆压力容器1相连接的管道等发生断裂了的情况，与本发明的反应堆压力容器1相连接的管道具有：主蒸气***、给水***、重力落下式堆芯注水***、应急用冷凝器(供给蒸气，返回冷凝水)、停机时冷却***(吸入)。

其中，与应急用***的必要分区数相关的只是重力落下式堆芯注水***。即使假定该管道本身断裂，也是满足单一故障标准，因此使动作阀具有备用功能即可，所以采用100％×2分区就是以满足需要(或者也可以采用50％×2条×2分区)。也就是说，若采用本实施例，则堆芯注水***采用重力落下式堆芯注水***，不希望用动态的注水***，所以，关于后面的希望用应急用交流电源的***，有2分区就足够。因此，依靠应急用交流电源的应急用分区从过去的设备的3分区改进成2分区。

并且，在发生供水流失事故或者与反应堆压力容器相连接的小口径管道断裂等情况下，若反应堆水位下降到规定值以下，则反应堆芯隔离冷却***进行动作，把压力控制池6的水补充到反应堆内，使反应堆水位恢复。该***过去有这样一种实施例，即利用动态设备来与构成安全***的设备相组合，但没有像本实施例这样，利用静态设备来与构成安全***的设备相组合。

像本实施例那样，在以静态安全***为基本的构成中，反应堆作为高压时的补充***过去具有这样的设计方案，例如对某种控制棒驱动水压***进行强化后加以利用。但容量和运转方法等有一定困难，通过采用该反应堆芯隔离冷却***，即确保与过去相同的容量和可靠性。

在由于反应堆过渡现象而必须使反应堆安全地停止等情况下，利用应急用冷凝器770能使反应堆安全外壳1停止在被高温隔离的状态下。因此，不需要像过去那样，一面在反应堆芯隔离冷却***中保持反应堆水位，一面用安全阀来使反应堆减压，然后使作为动态设备的残留热除去***的安全***的停止时冷却方式进行运转，把反应堆冷却到冷状态。

因此，作为残留热除去***，在反应堆通常运转过程中停止时与冷却方式相连接的吸入隔离阀和向反应堆的回流阀不需要进行开关试验(保持正常关闭状态即可)。可以不再担心由于残留热除去***本身的设计压力低于反应堆侧的压力而引起的接口LOCA冷却剂流失事故(正在进行阀门开关试验时，另一阀门损坏，高压的堆水流入到低压设计的残留热除去***的管道内，***管道破损，在安全外壳外产生冷却剂流失现象的事故)。

同样，图4所示的本实施例，辅机冷却***及其海水***与电源分区相对应，由分区I和II构成。各分区内分组汇集有：应急用***负荷721，正常应急用***负荷722和正常用***负荷723。另一方面，海水***也同样地由分区I和II构成。海水***的进水道724与此不同，由A、B和C的3个系列构成。海水热交换器725和海水泵726的阀等与各电源分区相对应由分区I和II构成。热交换器和泵等的设置场所与海水***进水道的系列A、B和C相对应，海水热交换器、泵IA和IIA、海水热交换、泵IB和IIB和海水热交换器、泵IC和泵IIC分别设置在相同的系列区域内。

其容量，各热交换器和泵分别具有50％，具有50％×3台/分区×2分区的合计300％容量。

图4表示在反应堆通常运转过程中，系列A的热交换器、海水泵和进水道进行不停机维修时的状态。

系列A因维修而进行隔离；系列B为待机状态，并且用系列C来对通常运转中的分区I和II的反应堆辅机的负荷进行冷却。该不停机维修轮流进行。从构成上看，A、B和C任一系列均可不停机维修。

一旦发生事故，待机的系列B就自动起动，能把冷却水供给到应急用负荷的分区I和II内，即使假定这时发生分区I的电源单一故障，也能为分区II的应急用的负荷而起动与系列B和C的分区II的电源相连接的海水泵，所以，能把100％容量的冷却水送入到分区II的热热交换器内，能进行分区II的应急用负荷的100％的冷却。

并且，该海水***的联机维修在发电站通常运转中全部系列均可维修，所以，例如在反应堆通常停止冷却时若使3个系列全部运转，则能进一步降低对残留热除去***的冷却水供给温度，所以，该残留热除去***热交换器的除热量指标值也能合理化。

图5表示另一实施例。

本实施例的构成是：对于一般静态安全***的构成，对反应堆进行减压所使用的减压阀737被布置在与反应堆压力容器731的排放安全阀732相连接的排放安全阀排气管733上，在反应堆减压时使反应堆的蒸气向反应堆安全外壳734的干井735内开放。

在发生反应堆冷却剂流失事故的情况下，若反应堆水位下降，则使反应堆压力下降，促进重力落下式堆芯注水***的注水，所以，首先作为自动减压***，排放安全阀732打开，把反应堆压力容器731内的蒸气排放到压力控制池736内，使其压力降低，该降低量相当于在排放安全阀排气管733内的压力损耗上再加上淹没在压力控制池736内的部分的水位差。减压后，向干井375开放的减压阀737打开，使反应堆内蒸气进一步向干井735侧排放，这样一来，反应堆压力容器731和反应堆安全外壳734之间的差压被均衡，达到重力落下式堆芯注水***注水的压力。

另一方面，在反应堆通常运转中，即使排放安全阀732内产生微少漏泄也无妨，因为该蒸气通过排放安全阀排气管在压力控制池内进行冷凝，所以排放安全阀排气管733内的压力不会升高，蒸气不会直接从减压阀737漏泄到干井侧。

所以，利用本实施例也能解决静态安全***存在的问题，而且能利用动态安全***来对安全外壳进行可靠的减压。

发明的效果

如以上说明所述的那样，若采用本发明，则能解决静态安全***存在的问题，而且能利用动态安全***来对安全外壳进行可靠的减压，并能实现一种能进行海水***不停机维修的经济型安全***。

Claims (1)

1、一种沸水原子能发电站，其特征在于：在具有减压阀和重力落下式堆芯注水***作为应急用堆芯冷却***的静态安全***构成中，把与无漏泄阀不同的普通气动式阀或电动减压阀设置到安全外壳干井内的排放安全阀排气管上，基本能完全防止反应堆蒸气在发电站通常运转中漏泄到干井内。

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