[发明专利]一种核电站的安全注入系统

说明书

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。

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。