核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统技术方案

本发明专利技术涉及核电站堆芯冷却水应急注入的技术领域，公开了核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道分别连通所述反应堆压力容器及水箱，两所述第二管道分别对应连通两第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别对应连通两所述第二管道。当核电站处于事故工况时，水箱中的冷却水可以通过第一管道、移动泵以及第二管道形成的回路，注入反应堆压力容器中，避免堆芯的燃料包壳被熔化，以致堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿的现象，即使反应堆压力容器熔穿之前，通过注入冷却水，堆芯长期处于冷却状态，避免燃料外泄，避免核污染现象的发生。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电站堆芯冷却水应急注入的
，尤其涉及核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统。
技术介绍
核电厂在100%功率运行情况下，发生全厂断电事故，这种核电站事故工况可能长期持续。在该核电站事故工况长期持续的情况下，此时，包括专设的安全设施以及核安全相关关系在内的所有交流电动泵都不能运行，这样，大量蒸汽和发射性物质则会通过破口释放到反应堆厂房内，且此时，放置在安全壳内的反应堆压力容器中的堆芯，需要大量的散热，带走堆芯中热量，避免堆芯熔毁或者导致反应堆压力容器被熔穿的严重后果。在安全壳中设有蒸发器，一般情况下，依靠蒸发器的导热来带走反应堆压力容器中的热量，而在核电站事故工况下，蒸发器传热失效的概率较大，且此时出现蒸发器传热失效时，反应堆则只能通过连接在其上的一回路中的冷却水来带走堆芯的热量，且如果在核电站事故工况下，一回路的正常状态无法工作，且现有的核电站中并未设置堆芯冷却水应急注入系统，从而，则难以带走反应堆压力容器中的堆芯的热量，从而，当安全壳内的反应堆压力容器中的堆芯无法及时恢复堆芯冷却时，则会直接导致反应堆堆芯熔毁或压力容器被熔穿的严重事故后果，导致核燃料外泄，对外界环境造成核污染。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，旨在解决现有技术中，核电站事故工况时，蒸发器无法传热带走反应堆压力容器中的堆芯的热量，堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿，导致核燃料外泄以及污染环境大气的问题。本专利技术是这样实现的，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，堆芯位于反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器置于安全壳的厂房内，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道均连通所述反应堆压力容器内的一回路的主管道及水箱，两所述第二管道分别对应连接于两所述第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别通过连接管对应连通两所述第二管道。进一步地，各所述第二管道上设有两第二隔离阀及连接口，所述连接口置于两所述第二隔离阀之间，两第二管道上的连接口通过所述连接管分别连接于所述移动泵的出水口及进水口。进一步地，所述水箱上连接有溢流管道，所述溢流管道设有用于与补水管线连接的补水接口。进一步地，所述溢流管道上设有两第一隔离阀，所述补水接口设于两第一隔离阀之间。进一步地，所述溢流管道上设有逆流阀，所述逆流阀设于所述补水接口的上游。进一步地，所述溢流管道上的补水接口设于核电站的厂房的墙外。进一步地，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括移动平台，所述移动泵置于所述移动平台上。进一步地，所述移动平台为拖车，所述拖车上设有用于放置移动泵的平台。进一步地，所述移动泵为柴油电机驱动。进一步地，于1.5MPa的背压下，所述移动泵的注水流量速度范围为110m3/h?120m 3/h。与现有技术相比，当核电站处于事故工况时，水箱中的冷却水可以通过第一管道、移动泵以及第二管道形成的回路，注入反应堆压力容器中，对其中的堆芯进行冷却，这样，可以避免堆芯的燃料包壳被熔化，以致堆芯熔毁或反应堆压力容器被熔穿的现象，或者，即使在堆芯熔穿反应堆压力容器之前，通过该堆芯冷却水应急注入系统注入冷却水，可以使得堆芯长期处于冷却状态，避免燃料外泄，避免核污染现象的发生。【附图说明】图1是本专利技术实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统的主视示意图；图2是本专利技术实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统的局部王视不意图。【具体实施方式】为了使本专利技术的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本专利技术进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本专利技术，并不用于限定本专利技术。如图1?2所示，为本专利技术提供的较佳实施例。以下结合具体附图对本专利技术的实现进行详细的描述。本实施例提供的核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统I，其运用在如下工况中，即当核电站全厂停电，且核电站二次侧无法给蒸发器注入冷却水，反应堆通过蒸发器传热失效的工况下。在实际情况中，反应堆压力容器3中装置了堆芯，且该反应堆压力容器3放置在安全壳2中，安全壳2为预应力钢筋混泥土制成，其厚度较大，这样，其对反应堆起到保护作用，即使反应堆压力容器3爆裂，安全壳2依旧可以将反应堆中核燃料限制在其内的厂房21中，避免其泄漏至外部环境中。安全壳2作为核电站第三道防护结构，其中具有厂房21，在其厂房21内放置有反应堆压力容器3，堆芯则放置在反应堆压力容器3中。这样，堆芯则处于反应堆压力容器3以及安全壳2的双重保护结构中，当核电站处于事故工况时，如果反应堆压力容器3中没有及时注入冷却水，堆芯的反应余热将造成堆芯熔融，并且在堆芯没有得到有效冷却的情况下，其散发的热量将熔穿反应堆压力容器3，从而堆芯暴露在安全壳2中，当安全壳2反应堆压力容器3在高压熔堆的情况下，安全壳2则可能会因超压损坏，导致放射性物资外泄，导致核污染。本实施例中，核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统I包括两列第一管道102、移动泵106以及两列第二管道103，其中，两第一管道102的一端连通换料水箱101，另一端通过反应堆冷却剂回路连通反应堆压力容器3内的一回路的主管道，也就是两第一管道102均连通水箱101及反应堆压力容器3，这样，在核电站处于正常状态下，其可以正常运作，水箱101中的冷却水直接通过该两第一管道102注入反应堆中，并淹没反应堆压力容器3中的堆芯，通过该冷却水可以带走堆芯的热量，可以有效防止堆芯中燃料包壳熔化，堆芯中燃料的温度不会达到1024°，可以保证堆芯中燃料包壳的完整性，实现严重事故预防。当核电站处于事故工况时，上述的正常运作作态则不能实现，从而无法实现给反应堆压力容器3中注入冷却水。两第二管道103分别对应连通两第一管道102，上述的移动泵106具有进水口及出水口，移动泵106的进水口及出水口分别通过连接管对应与两第二管道103连通，这样，水箱101、两个第一管道102、移动泵106以及第二管道103以及反应堆压力容器3之间则形成一个回路。这样，当核电站处于事故工况时，此时，完全依靠第一管道102向反应堆压力容器3中注水已经失效，此时，需要对堆芯进行冷却水应急注入，分别将移动泵106的进水口及出水口对应通过连接管分别连通两第二管道103，这样，在移动泵106的作用下，水箱101中的水经由一第一管道102，并分别通过一第二管道103、连接管及移动泵106，再进入另一第二管道103及另一第一管道102中，最后被注入反应堆压力容器3中，淹没堆芯，对堆芯实现冷却效果。利用本实施例中的堆芯冷却水应急注入系统1，无论核电站处于正常状态，或者处于事故状态，其都可以满足给反应堆压力容器3中的堆芯进行注水，冷却堆芯，避免堆芯的燃料包壳熔化，避免反应堆压力容器3中的压力及温度升高，进而，避免堆芯熔毁或反应堆压力容器3被熔穿的严重后果。即使在核电站发生事故前，本实施例中的堆芯冷却水应急注入系统I未能启动，在反应堆压力容器3被堆芯熔穿之前，启动该堆芯冷却水应急注入系统1，也可以防止堆芯熔化后的熔融物重置下封头和反应堆压力容器3失效，使得堆芯长期处于冷却状态。两第一管道102的一端分别形成连接在水箱101上的取水口，本文档来自技高网...

【技术保护点】
核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统，堆芯位于反应堆压力容器中，所述反应堆压力容器置于安全壳的厂房内，其特征在于，所述核电站事故工况下堆芯冷却水应急注入系统包括两第一管道、移动泵以及两第二管道，两所述第一管道均连通所述反应堆压力容器内的一回路的主管道及水箱，两所述第二管道分别对应连接于两所述第一管道，所述移动泵的出水口及进水口分别通过连接管对应连通两所述第二管道。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：戴忠华，陈军琦，林杰东，张士朋，黄卫刚，蒲江，林鸿江，吴震华，陈士强，
申请(专利权)人：中国广核集团有限公司，大亚湾核电运营管理有限责任公司，
类型：发明
国别省市：广东;44