一种核电站的安全注入系统
阅读说明：本技术 一种核电站的安全注入系统 (Safe injection system of nuclear power station ) 是由 詹经祥 杨长江 石雪垚 黄树亮 方俊 郑云涛 孙燕宇 陈巧艳 于 2021-06-22 设计创作，主要内容包括：本发明属于核电站安全技术领域,具体涉及一种核电站的安全注入系统,用于为核电站的安全壳(1)内的压力容器(3)注入冷却水并对与压力容器(3)连通的一回路进行降压,一回路由环路构成,环路包括串联的热段(5)和冷段(6),热段(5)和冷段(6)与二回路上的二回路换热器(9)相连,该安全注入系统通过直接注入管线(4)与压力容器(3)连通非能动堆芯补水箱(10)和非能动安注箱(12),设置在热段(5)上的热段卸压阀(15)和稳压器卸压阀(14)。本发明利用稳压器卸压阀(14)和热段卸压阀(15)实现一回路快速非完全降压,并提供非能动和能动组合的安全注入方式,取消了传统的高压安注泵,降低了设备投资和建设成本。(The invention belongs to the technical field of nuclear power station safety, and particularly relates to a safety injection system of a nuclear power station, which is used for injecting cooling water into a pressure container (3) in a containment (1) of the nuclear power station and reducing the pressure of a primary circuit communicated with the pressure container (3), wherein the primary circuit is formed by a loop, the loop comprises a hot section (5) and a cold section (6) which are connected in series, the hot section (5) and the cold section (6) are connected with a two-circuit heat exchanger (9) on the two circuits, the safety injection system is communicated with the pressure container (3) through a direct injection pipeline (4) to form a passive reactor core water supplementing tank (10) and a passive safety injection tank (12), and a hot section pressure relief valve (15) and a pressure stabilizer pressure relief valve (14) which are arranged on the hot section (5). The invention utilizes the pressure relief valve (14) of the voltage stabilizer and the pressure relief valve (15) of the hot section to realize the rapid incomplete pressure reduction of a loop, provides a safe injection mode combining passive and active, cancels the traditional high-pressure safety injection pump, and reduces the equipment investment and the construction cost.)
技术领域
本发明属于核电站安全技术领域，具体涉及一种核电站的安全注入系统。
背景技术
现有能动核电站专设安全注入系统多采用高压安注泵、安注箱、低压安注泵实现向一回路注水，以能动注入方式为主，一般不执行对一回路主动降压，图1为传统能动核电厂专设安全注入系统示意图。AP1000核电厂采用堆芯补水箱、安注箱、IRWST重力注入、长期再循环注入全范围非能动安全注入方式。为此设置了ADS自动降压系统，ADS有四级阀门组成。第1、2、3级降压管线各有2组，每组均与稳压器安全阀并联，第4级直接与一回路的热管段顶部相连采用爆破阀。能动核电厂由于使用了大量的能动泵以及相关的支持系统(应急电源和应急冷却水)，因动力机械故障造成的设备失效概率较大，影响核电机组的安全性，导致核电厂堆芯损伤概率(CDF)偏高。AP1000核电厂大量采用非能动系统和设备，依靠重力、自然循环方式驱动，非能动系统和设备失效概率较低。但实现全范围非能动注入的前提条件是一回路系统需要完全降压，即通过ADS第1-4级阀门依次打开把一回路压力降到略高于安全壳压力，这就对ADS-4级阀门设计和制造提出了极高的要求，ADS爆破阀属于美国对中国“卡脖子”设备，国内制造还存在诸多问题。另外，非能动注入系统本身也存在一些不确定性，安全壳地坑再循环利用安全壳淹没水位驱动注入堆芯带走衰变热，有效驱动压头较小，如果出现管道堵塞等问题可能会导致无法注入堆芯，会引起堆芯损伤。
现有多数核电厂安全注入系统冷、热段注入管线采用母管连接方式，即两列的两台高于压安注泵出口和低压安注泵合并为一根母管，然后再分三个支路分别注入三个环路的冷管段。事故工况下，如果发生母管破裂，将同时影响两个系列的注水，采用母管方式注入安全性目前存在很大的争议。
另外，为了防止长期冷却阶段堆芯硼结晶，能动核电厂设置了冷、热段同时注入，在每个环路冷、热段上设计了安注注入接管。事故后大约几个小时后，操纵员必须建立通过冷段和热段的再循环。这样造成安注管线繁多、布置复杂，一回路主管道需要开设更多安注接口。还需要操纵员手动切换，更加容易引起人因操作失误。
在堆芯长期冷却阶段，一般核电厂设置了安全注入系统、安全壳喷淋系统，安全注入系统用于堆芯补水，将堆芯热量导出到安全壳，安全壳喷淋系统用于事故工况下导出安全壳内热量。这样需要二套安全系统配合才能带出堆芯余热，建造和运行维护成本高。
发明内容
针对目前的传统能动核电厂专设安全注入系统的弊端，本发明的目的是提供一种核电站在设计基准事故和设计扩展工况下采用一回路快速非完全降压方式，以非能动注入(堆芯补水箱、安注箱)为主，结合能动低压安注泵注入的安注系统，实现堆芯有效的安全注入和堆芯持续热量导出，确保堆芯安全，进一步提升核电厂安全性和经济性
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种核电站的安全注入系统，用于为核电站的安全壳内的压力容器注入冷却水并对与所述压力容器连通的一回路进行降压，所述一回路由环路构成，所述环路包括串联的热段和冷段，所述热段和所述冷段与二回路上的二回路换热器相连，其中，通过直接注入管线与所述压力容器连通非能动堆芯补水箱和非能动安注箱，设置在所述热段上的热段卸压阀和稳压器卸压阀。
进一步，还包括连接地坑和所述直接注入管线的能动低压安注管线，用于将所述地坑中的冷却水注入所述直接注入管线。
进一步，还包括连接所述二回路的二次侧非能动余热排出系统。
进一步，
所述直接注入管线为2条，每条所述直接注入管线上设置一个所述非能动堆芯补水箱和一个所述非能动安注箱；
所述非能动堆芯补水箱的底部通过一根管线与所述直接注入管线连通，所述非能动堆芯补水箱的顶部的水箱入口通过压力平衡管线与一条所述环路的所述热段连通，所述压力平衡管线上设有阀门；
所述非能动安注箱的底部通过一根管线与所述直接注入管线连通。
进一步，
所述一回路的所述环路包括第一环路、第二环路和第三环路，在所述第一环路的所述热段连通一个稳压器，所述稳压器卸压阀设置在所述稳压器上，所述稳压器卸压阀为3个，彼此并联，用于将所述一回路降压到低压安注注入压头；
所述热段卸压阀为2个，分别通过一根管线连通在所述第二环路的所述热段上和所述第三环路的所述热段上，所述热段卸压阀用于作为所述稳压器卸压阀的冗余。
进一步，所述能动低压安注管线为2条，每一条能动低压安注管线对应连通一条所述直接注入管线，所述能动低压安注管线上设有低压安注泵用于提供注水动能，所述能动低压安注管线上设有低压安注换热器和阀门，用于将所述压力容器的热量导出；所述低压安注泵和所述低压安注换热器位于所述安全壳之外。
进一步，
所述二回路包括二回路出水段和二回路入水段，所述二回路出水段和所述二回路入水段分别与所述二回路换热器相连；
所述第一环路、所述第二环路和所述第三环路均设有一套所述二次侧非能动余热排出系统；
所述二次侧非能动余热排出系统包括上升管段、水箱换热器、冷却水箱和下降管段；所述冷却水箱位于所述安全壳之外，且位置高于所述二回路的位置；所述水箱换热器位于所述冷却水箱内；所述上升管段的一端连接所述水箱换热器另一端连接所述二回路出水段；所述下降管段的一端连接所述水箱换热器另一端连接所述二回路入水段；所述上升管段上和所述下降管段上均设有阀门；所述二次侧非能动余热排出系统用于对所述压力容器的降温降压以及将所述压力容器的余热导出。
本发明的有益效果在于：
1.本发明利用稳压器卸压阀14和冗余的热段卸压阀15实现一回路快速非完全降压，并提供非能动和能动组合的安全注入方式。事故前期利用非能动堆芯补水箱10进行堆芯高压补水，根据非动能堆芯补水箱1低水位信号自动启动稳压器13和热段卸压阀15对一回路快速降压。当系统压力下降到非能动安注箱12和低压安注注入压头3时，非能动安注箱12实现大流量注入，能动低压安注管线16注入后可以实现堆芯长期冷却。这样能够完备的实现核电厂一、二回路破口事故条件下高、中、低安全注入。对于一回路较小破口可用利用非能动堆芯补水箱10注水而不需要进行一回路降压来缓解；对于一回路较大小破口、中破口、大破口事故利用一回路部分降压，非能动堆芯补水箱10、非能动安注箱12、能动低压安注管线16注入来缓解；SGTR事故利用非能动堆芯补水箱10和二次侧非能动余热排出系统19来实现一、二回路平衡缓解事故；二回路破口事故可利用非能动堆芯补水箱10补偿冷却剂收缩和堆芯硼化。该方案采用两个系列的非能动堆芯补水箱10、非能动安注箱12、能动低压安注管线16。
2.本发明相对背景技术部分的传统能动核电厂取消了高压安注泵，减少了一台安注箱和一台低压安注泵及相应的支持系统，降低了设备投资和建设成本，增强了非能动系统对事故的缓解作用，较大提升核电厂的安全性和经济性。同时降低了AP1000核电厂对一回路完全降压要求，只需要对一回路进行部分降压，系统压力降到低压安注(大约1.5MPa)即可，也解决了AP1000核电站采用全范围非能动注入带来的不确定性的问题。
3.本发明采用非能动堆芯补水箱10、非能动安注箱12、能动低压安注管线16连接到压力容器3的直接注入管线4(DVI)实现注入方式，取消冷段6、热段5上的注入接口，取消传统能动核电厂的公共母管以及大量的安注管线、阀门等。这样简化了安注管线，减少了一回路开口，安全壳内更容易布置设备，有利于缩小安全壳容积，降低了安全壳造价。
4.本发明在热段5上设置两个热段卸压阀15作为一回路快速降压的冗余，同时用于一回路冷段破口事故下防止堆芯硼结晶措施。当一回路发生冷段破口，安注水从冷段6或压力容器直接注入管线4注入。对于能动核电厂，大部分安注流量将通过破口直接旁通流失，只有很少的水达到堆芯，可能会引起堆芯硼结晶。如在热段5上设置热段卸压阀15排气，可以实现安注水进入堆芯，避免堆芯出现硼结晶问题。
5.本发明能动低压安注管线16上设置低压安注换热器18，用于堆芯余热的导出，从而取消安全壳喷淋系统，这样以简化专设安全设施，降低建造和运行维护成本。
附图说明
图1是本发明背景技术部分中所述的传统能动核电厂专设安全注入系统的示意图；
图2是本发明
具体实施方式
中所述的一种核电站的安全注入系统的示意图；
图中：1-安全壳，2-地坑，3-压力容器，4-直接注入管线，5-热段，6-冷段，7-二回路入水段，8-二回路出水段，9-二回路换热器，10-非能动堆芯补水箱，11-压力平衡管线，12-非能动安注箱，13-稳压器，14-稳压器卸压阀，15-热段卸压阀，16-能动低压安注管线，17-低压安注泵，18-低压安注换热器，19-二次侧非能动余热排出系统，20-上升管段，21-水箱换热器，22-冷却水箱，23-下降管段，24-主泵。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图2所示，本发明提供的一种核电站的安全注入系统，用于为核电站的安全壳1内的压力容器3注入冷却水并对与压力容器3连通的一回路进行降压，一回路由环路构成，环路包括串联的热段5和冷段6，还包括设置在环路上的主泵24，用于提供环路中介质循环的动力；热段5和冷段6与二回路上的二回路换热器9相连，其中，通过直接注入管线4与压力容器3连通非能动堆芯补水箱10和非能动安注箱12，设置在热段5上的热段卸压阀15和稳压器卸压阀14。
还包括连接地坑2和直接注入管线4的能动低压安注管线16，用于将地坑2中的冷却水注入直接注入管线4。
还包括连接二回路的二次侧非能动余热排出系统19。
直接注入管线4为2条，每条直接注入管线4上设置一个非能动堆芯补水箱10和一个非能动安注箱12；
非能动堆芯补水箱10的底部通过一根管线与直接注入管线4连通，非能动堆芯补水箱10的顶部的水箱入口通过压力平衡管线11与一条环路的热段5连通，压力平衡管线11上设有阀门；
非能动安注箱12的底部通过一根管线与直接注入管线4连通。
一回路的环路包括第一环路、第二环路和第三环路，在第一环路的热段5连通一个稳压器13，稳压器卸压阀14设置在稳压器13上，稳压器卸压阀14为3个，彼此并联，用于将一回路快速降压到低压安注注入压头；
热段卸压阀15为2个，分别通过一根管线连通在第二环路的热段5上和第三环路的热段5上，热段卸压阀15用于作为稳压器卸压阀14的冗余，同时用于防止硼结晶功能。
能动低压安注管线16为2条，每一条能动低压安注管线16对应连通一条直接注入管线4，能动低压安注管线16上设有低压安注泵17用于提供注水动能，能动低压安注管线16上设有低压安注换热器18和阀门，用于一回路破口事故中压力容器3长期冷却阶段将压力容器3的热量导出；低压安注泵17和低压安注换热器18位于安全壳1之外。
二回路包括二回路出水段8和二回路入水段7，二回路出水段8和二回路入水段7分别与二回路换热器9相连；
第一环路、第二环路和第三环路均设有一套二次侧非能动余热排出系统19；
二次侧非能动余热排出系统19包括上升管段20、水箱换热器21、冷却水箱22和下降管段23；冷却水箱22位于安全壳1之外，且位置高于二回路的位置；水箱换热器21位于冷却水箱22内；上升管段20的一端连接水箱换热器21另一端连接二回路出水段8；下降管段23的一端连接水箱换热器21另一端连接二回路入水段7；上升管段20上和下降管段23上均设有阀门；二次侧非能动余热排出系统19用于一回路、二回路瞬态、小破口事故、SGTR事故和设计扩展工况等状况下对压力容器3的降温降压以及将压力容器3的余热导出。
非能动堆芯补水箱10的底部与直接注入管线4连接的管线上设置有两列并行的电动隔离阀，打开该隔离阀可以实现非能动堆芯补水箱10内的冷却水注入到压力容器3中。当一回路压力低信号触发这两列电动隔离阀中的一列开启，非能动堆芯补水箱10可以利用液体重力压头，将冷却水注入到压力容器3。非能动堆芯补水箱10的运行模式取决于一回路系统的条件，主要是冷段6是否是排空的。当冷段6冷管道充满水后，非能动堆芯补水箱10的压力平衡管线11也是充满水，这时以水循环模式来进行安注。如果一回路系统的水装量减少以至冷段6排空，则蒸汽通过非能动堆芯补水箱10的压力平衡管线11进入非能动堆芯补水箱10，开始蒸汽替代循环模式。非能动堆芯补水箱10设备制造国内已经成熟。
当非能动堆芯补水箱10出现水位低信号触发一回路快速降压信号，触发稳压器13上三个稳压器卸压阀14和热段5上的热段卸压阀15打开，实现一回路压力快速下降到低压安注注入压头。稳压器卸压阀14利用现有核电厂的稳压器SIBIM阀进行改造，热段5上的两个热段卸压阀15，可不采用爆破阀。
非能动安注箱12和低压安注泵17都是现有核电厂已成熟应用的设备，可在相应的压力信号下自动启动运行，实现中、低压安注安全功能。当一回路发生破口后，一回路中的冷却水、非能动堆芯补水箱10和非能动安注箱12中的冷却水大部分聚集在地坑2，低压安注泵17从地坑2吸水注入到压力容器3，流过并冷却堆芯(堆芯设置在压力容器3内)，经热段卸压阀15排出蒸汽同时夹带液体，最后回到地坑2形成闭式循环，不需要水源切换。在能动低压安注管线16设置有低压安注换热器18，堆芯余热可通过低压安注换热器18带走，实现堆芯的长期冷却。
二次侧非能动余热排出系统19在一回路小破口、SGTR事故提供对一回路降温降压功能，可作为一回路快速降压功能的备用。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。