一种用于核电站的非能动重力安注系统技术方案

一种用于核电站的非能动重力安注系统，包括非能动重力安注箱、安注管、安注隔离阀、浮力自动连通器、液位连通管、压力平衡管、汽封装置以及压力平衡阀，非能动重力安注箱通过压力平衡管、压力平衡阀和汽封装置与蒸汽发生器二次侧连通，在发生事故时，蒸汽发生器二次侧内的饱和水蒸发产生蒸汽，使得蒸汽发生器二次侧内的液位逐步降低至蒸汽发生器二次侧设定的低低液位，此时液位连通管内的液位也将下降，浮力自动连通器内的浮子将下降，使得浮子处于开启状态，由此重力安注箱内的冷却水在重力作用下，通过安注管、安注隔离阀以及浮子进入蒸汽发生器二次侧内，逐步淹没U形管。该系统可对蒸汽发生器二次侧持续补水，从而可持续载出反应堆堆芯余热。

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及一种非能动重力安注系统，具体而言，涉及一种用于核电站的非 能动重力安注系统。
技术介绍
安全的核电是一种高能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保 障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民以及生 态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问 题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事 故情况下利用自然力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产 生的驱动力等来产生，无需泵及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简 化了了核电站的安全系统。 现有技术的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应 堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反 应堆堆芯余热。 图1示出了当前非能动核电站的主回路系统。如图1所示，当前非能动核电站的 主回路系统包括蒸汽发生器6、u型管5、主回路系统冷段3、主回路系统热段4、主泵9、反应 堆压力容器2、位于反应堆压力容器2内的反应堆堆芯1、波动管10与稳压器11，其中U型 管5设置在蒸汽发生器6中，U型管出口端汇集到蒸汽发生器底部的冷腔室隔间7,冷腔室 隔间7通过主泵9与主回路系统冷段3连通，主回路系统冷段3与反应堆压力容器2连通， 反应堆压力容器2还与主回路系统热段4连通，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器 11连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间8与U型管5的入口端连通，冷却剂通过主回 路系统冷段3进入反应堆压力容器2,到达反应堆堆芯1的入口，在流经反应堆堆芯1时带 走反应堆堆芯产生的核反应能量，被加热的冷却剂(例如温度为大约321°C )流经主回路系 统热段4,到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间8并进入U型管5的入口端，通过U型管5将 热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却剂，U型管5内的冷却剂温度降低(例如冷 却剂温度为280°C)并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间7,冷腔室隔 间内7的冷却剂通过主泵9泵入主回路系统冷段3,再次回到反应堆压力容器2,形成主回 路系统的闭式冷却循环。图1中箭头Fl为温度较低的冷却剂流向，箭头F2为温度较高的 冷却剂流向。 为了稳定主回路系统的压力，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器11连 通，稳压器11内为饱和液与饱和蒸汽(例如为冷却水的饱和液与饱和蒸汽)，满足主回路系 统的稳压要求。稳压器11用于将主回路系统的压力维持在正常运行的高压状态(如大约 15. 5MPa)，使得在正常工作状态下的反应堆堆芯1反应期间，反应堆压力容器2内的冷却剂 不会出现沸腾。经反应堆堆芯1加热的冷却水在流经U型管5时，将热量传递给蒸汽发生器 6内和U型管5外的冷却水，使得蒸汽发生器6中的冷却水蒸发形成蒸汽，蒸汽发生器6中 蒸汽通过主蒸汽管线12,通过常开的主蒸汽隔离阀13被输送给蒸汽轮机（图1中未示出）， 带动蒸汽轮机发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为电能。 核电站发生完全断电的情况下，由于主蒸汽隔离阀13关闭，蒸汽发生器的二次侧 (蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机 (图1中未示出），蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产 生的反应堆堆芯余热。此时，非能动核电站首先依靠主回路系统的自然循环，将一部分反 应堆堆芯余热通过蒸汽发生器内的U型传热管传递给蒸汽发生器二次侧，使得蒸汽发生器 二次侧内存有的饱和冷却水不断吸热蒸发，导致蒸汽发生器二次侧内压力升高，当压力升 高到蒸汽发生器二次侧泄压阀设定的开启压力时(如7. 8MPa)，蒸汽发生器二次侧泄压阀开 启，向安全壳内排出高压蒸汽，给蒸汽发生器二次侧泄压，当压力降低至当蒸汽发生器二次 侧泄压阀设定的关闭压力时(如7. 6MPa)，蒸汽发生器二次侧泄压阀关闭。蒸汽发生器二次 侧泄压阀关闭后，蒸汽发生器二次侧由于U型管的持续换热吸收反应堆堆芯余热其内部压 力重新升高，蒸汽发生器二次侧泄压阀如此往复开启关闭，排出蒸汽，直至蒸汽发生器二次 侧液位降低至蒸汽发生器二次侧设定的低低液位。此时，如果无法继续带走反应堆堆芯余 热，则将发生事故。 因而，需要提供一种用于核电站的非能动重力安注系统，在蒸汽发生器二次侧液 位降低到低低液位时，对其进行可靠的非能动补水，使得蒸汽发生器二次侧持续载出反应 堆堆芯余热，降低反应堆堆芯裸露的风险，延长事故后(本技术主要针对的全场断电情 况）响应时间，提高核电站的安全裕量。
技术实现思路
本技术的目的在于提供一种用于核电站的非能动重力安注系统，其能够在核 电站完全断电的情况下利用非能动方式对蒸发器二次侧持续进行补水，使得蒸汽发生器二 次侧持续载出反应堆堆芯余热，避免发生事故。 本技术的一个实施方案涉及一种用于核电站的非能动重力安注系统，核电站 的主回路系统包括放置于安全壳内的蒸汽发生器和U型管，蒸汽发生器二次侧为蒸汽发生 器内和U型管外的空间，其特征在于，所述非能动重力安注系统包括放置于安全壳内的非 能动重力安注箱、安注管、安注隔离阀、浮力自动连通器、液位连通管、压力平衡管、汽封装 置以及压力平衡阀，其中压力平衡阀处于常开状态，非能动重力安注箱通过压力平衡管、设 置在压力平衡管上的邻近非能动重力安注箱的压力平衡阀和设置在压力平衡管上的邻近 蒸汽发生器的汽封装置与与蒸汽发生器二次侧连通，保证非能动重力安注箱内部与蒸汽发 生器二次侧压力相同，在发生事故时，蒸汽发生器二次侧内的饱和水蒸发产生蒸汽，使得蒸 汽发生器二次侧内的液位逐步降低至蒸汽发生器二次侧设定的低低液位，此时液位连通管 内的液位也将下降，浮力自动连通器内的浮子将下降，使得浮子处于开启状态，由此重力安 注箱内的冷却水在重力作用下，通过安注管、设置在安注管上邻近能动重力安注箱的安注 隔离阀以及浮子进入蒸汽发生器二次侧内，逐步淹没U形管；当蒸汽发生器二次侧内的液 位回升到正常范围以内时，浮子将上升并重新处于封闭状态，从而切断重力安注箱与蒸汽 发生器二次侧之间的连通。 根据上述一个实施方案所述的用于核电站的非能动重力安注系统，其中汽封装置 为U型蒸汽封，U型蒸汽封用于防止蒸汽发生器内热蒸汽持续加热非能动重力安注箱内的 冷却水。 根据上述一个实施方案所述的用于核电站的非能动重力安注系统，其中在正常运 行工况，安注隔离阀处于常开位置，并且浮力自动连通器内的浮子处于封闭状态，用于切断 非能动重力安注箱与蒸汽发生器二次侧之间的连通。 根据上述一个实施方案所述的用于核电站的非能动重力安注系统，其中核电站包 括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发 生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。 根据上述一个实施方案所述的用于核电站的非能动重力安注系统，其中液位连通 管内设置有上止挡件和下止挡件，浮子能够在液位连通管内在上止挡件和下止挡件之间运 动。 根据本技术的用于核电站的非能动重力安注系统以非能动方式运行，始终确 保蒸发器二次侧内液位保持在正常液位范围，本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种用于核电站的非能动重力安注系统，核电站的主回路系统包括放置于安全壳内的蒸汽发生器和U型管，蒸汽发生器二次侧为蒸汽发生器内和U型管外的空间，其特征在于，所述非能动重力安注系统包括放置于安全壳内的非能动重力安注箱、安注管、安注隔离阀、浮力自动连通器、液位连通管、压力平衡管、汽封装置以及压力平衡阀，其中压力平衡阀处于常开状态，非能动重力安注箱通过压力平衡管、设置在压力平衡管上的邻近非能动重力安注箱的压力平衡阀和设置在压力平衡管上的邻近蒸汽发生器的汽封装置与与蒸汽发生器二次侧连通，保证非能动重力安注箱内部与蒸汽发生器二次侧压力相同，在发生事故时，蒸汽发生器二次侧内的饱和水蒸发产生蒸汽，使得蒸汽发生器二次侧内的液位逐步降低至蒸汽发生器二次侧设定的低低液位，此时液位连通管内的液位也将下降，浮力自动连通器内的浮子将下降，使得浮子处于开启状态，由此重力安注箱内的冷却水在重力作用下，通过安注管、设置在安注管上邻近能动重力安注箱的安注隔离阀以及浮子进入蒸汽发生器二次侧内，逐步淹没U形管；当蒸汽发生器二次侧内的液位回升到正常范围以内时，浮子将上升并重新处于封闭状态，从而切断重力安注箱与蒸汽发生器二次侧之间的连通。...

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：叶子申，石洋，李玉全，房芳芳，石，
申请(专利权)人：国核华清北京核电技术研发中心有限公司，国家核电技术有限公司，
类型：新型
国别省市：北京;11