[发明专利]核电厂非能动专设安全系统及供水系统

说明书

本发明涉及核电厂非能动专设安全系统及供水系统，用于核电厂非能动专设安全系统的供水系统，包括至少一个蒸汽加压水箱、蒸汽加压管线、补水管线以及排水管线；蒸汽加压管线与蒸汽加压水箱和核电厂非能动专设安全系统中的蒸汽发生器和/或外置的蒸汽系统连接；补水管线与蒸汽加压水箱和外部水源连接；排水管线与蒸汽加压水箱连接，并与非能动安全壳冷却系统、二次侧非能动冷却系统、喷淋系统和/或堆芯组件连接。该供水系统可在能动专设安全系统失效的情况下，及时和迅速对反应堆一回路和堆芯进行有效冷却，使核电站顺利进入安全的冷停堆状态，抑制或缓解反应堆严重事故后果，降低事故危害，提高核电厂的安全性。

技术领域

本发明涉及核电领域，更具体地说，涉及一种核电厂非能动专设安全系统及供水系统。

背景技术

专设安全系统的主要作用是减轻事故所造成的后果。例如，在发生一回路失水、二回路蒸汽/给水管道破裂、蒸汽发生器传热管破裂、失电和低压熔堆等事故时，相应的专设安全系统启动，限制和缓解事故后果，确保核安全功能：

1)反应性控制：即能终止链式裂变反应；

2)堆芯余热导出：无论反应堆状态如何，均能导出堆芯热量；

3)放射性产物包容：放射源的辐射及其防护。

以AP1000为代表的第三代核电机组，通常采用钢制安全壳及安全壳顶部水箱的结构，以及二次侧非能动冷却系统，通过钢壁安全壳或换热器，可实现对安全壳大气、以及二回路的非能动冷却。但该设计在第二代核电机组上应用难度较大，改造困难，成本较高。

AP1000设有安全壳冷却系统(PCS)，其主要作用是在导致安全壳压力和温度升高的设计基准事故下，导出安全壳热量，降低安全壳压力和温度。

中核的华龙一号新增安全壳高位水箱(内存水约3000吨)和浸泡在水箱内的非能动安全壳热量导出系统(PCS)，二次侧非能动余热排出系统(PRS)，堆腔注水冷却系统等非能动安全系统，这些系统通过闭路管道实现能量从蒸汽发生器50或安全壳大气向高位水箱的转移。但这些系统有大量管道在安全壳标高较高的位置，力学分析，管道防甩及埋件设计复杂，给建筑施工和设备安装带来了不小的麻烦。

中广核的华龙一号同样新增安全壳高位水箱(内存水3100吨)和浸泡在水箱内的二次侧非能动余热排出系统(PRS)，没有设计非能动安全壳热量导出系统，该部分功能由(EHR)安全壳热量导出系统的两台泵和热交换器实现。堆坑注水功能由EHR系统水泵实现能动注水，由安全壳内设置的堆坑注水箱实现非能动注水。

相关技术中，诸如《一种核电站非能动专设安全系统》CN201110037783.7该发明公开一种核电厂非能动专设安全系统，该系统包括二次侧非能动余热排出热交换器、蒸汽冷凝水箱、非能动堆腔注水系统、非能动高压堆芯补水箱和相关的阀门与管道。在核电站发生设计基准事故或超设计基准事故时，通过有步骤的投入一系列的非能动与能动的安全设施，及时和迅速对反应堆一回路和堆芯进行有效冷却，使核电站顺利进入安全的冷停堆状态，抑制或缓解反应堆严重事故后果，降低事故危害，提高核电站的安全性。再诸如《一种核电站的非能动专设安全设施》CN201610297360.1该发明提供一种核电站的非能动专设安全设施，其包括：排放管线；热交换器；扩散器；快速卸压阀和注射总管。该发明提供的核电站非能动专设安全设施，与传统核电站的专设安全设施不同，非能动专设安全设施的接管集中设置在压力容器上，通过非能动专设安全设施直接对堆芯进行冷却和注水，增大了自然循环能力，使安全保护系统更加安全可靠。

上文列举的相关技术虽然都能及时和迅速对反应堆一回路和堆芯进行有效冷却，使核电站顺利进入安全的冷停堆状态，抑制或缓解反应堆严重事故后果，降低事故危害，提高核电站的安全性，但是在非能动安全壳冷却系统，二次侧非能动冷却系统，安注系统和/或安全壳喷淋系统失效情况下，则无法继续对对反应堆一回路和堆芯进行有效冷却。

发明内容