核电站严重事故缓解系统技术方案

本实用新型专利技术公开一种电站严重事故缓解系统，包括堆芯安注系统和堆腔注水系统，堆芯安注系统包括连接于一回路系统冷管段的至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，固定安注子系统还连通设于压力容器一侧的安注箱，临时安注子系统还连接核电站内/外的可用水源；堆腔注水系统包括连通反应堆堆腔的至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统还连通安注箱，能动堆腔注水子系统还连通注水水源。该电站严重事故缓解系统能有效减少堆芯熔融物质量，推迟严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足的时间，提高堆腔注水的安全裕度，提高IVR策略成功的概率。

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及核电站严重事故缓解
，尤其涉及一种对压力容器进行内外注水相结合的核电站严重事故缓解系统。
技术介绍
目前的压水堆核电站中，核反应堆的结构是在安全壳中设置反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器(RPV)。当反应堆发生严重事故时，堆芯的熔融物会融穿压力容器的外壳，从而可能发生极为严重的核泄漏事故。为防止堆芯熔融物的泄漏，目前常见的做法有两种：一种是熔融物堆内滞留措施(In-Vessel Retention，IVR)，另一种是熔融物堆外滞留措施(Ex-Vessel Retention，EVR)。其中，IVR措施是在发生堆芯熔化的严重事故时，通过向反应堆堆腔注水的方式实现压力容器的外部冷却，以将堆内热量导出，保持压力容器下封头的完整性，从而实现堆芯熔融物堆内滞留。这种方式可保持压力容器的完整性，防止大多数威胁安全壳完整性的堆外现象发生，例如安全壳直接加热、蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互反应等，一定程度上杜绝了放射性的释放，保证了公众的安全。但现有IVR措施均只对反应堆堆腔进行单一注水。而当严重事故下原安注系统能动部分失效、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)换料水箱中水用尽或压力容器处于较高压力(高于高压安注系统触发压力)等情况下，不能进行压力容器内部注水时，单一堆腔注水的方式不能迅速冷却堆芯，因此熔融物可能迅速落入下封头，使下封头内熔池的衰变热增加，容易融穿下封头，不能保证压力容器的完整性，从而降低IVR策略成功的概率；而且，单一堆腔注水方式用于大功率核反应堆型(如1400MWe级堆型)时，安全裕度会降低，同
样无法提高IVR策略成功的概率。因此，有必要提供一种能够有效延缓事故进程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故缓解系统，以解决上述现有技术的不足。
技术实现思路
本技术的目的在于提供一种能够有效延缓事故进程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故缓解系统。为实现上述目的，本技术的技术方案为：提供一种核电站严重事故缓解系统，用于对压力容器进行内外注水，其包括堆芯安注系统及堆腔注水系统；其中，堆芯安注系统包括至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，所述固定安注子系统连通设于所述压力容器一侧的安注箱及一回路系统的冷管段，用于将所述安注箱内的冷却剂注入所述压力容器的内部，所述临时安注子系统用于连接核电站内/外的可用水源及一回路系统的冷管段，用于将冷却水注入所述压力容器的内部；堆腔注水系统包括至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，所述非能动堆腔注水子系统连通所述安注箱及设于所述压力容器外的反应堆堆腔，用于非能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂；所述能动堆腔注水子系统连通所述反应堆堆腔及注水水源，用于能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂。较佳地，所述的核电站严重事故缓解系统还包括一与所述冷管段相连通的公共注入管线，所述固定安注子系统、所述临时安注子系统均连接于所述公共注入管线。较佳地，所述固定安注子系统包括第一注水管道及安注泵，所述第一注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述冷管段，所述安注泵设于所述第一注水管道上。较佳地，所述固定安注子系统还包括依次设于所述第一注水管道上的第一隔离阀、第二隔离阀及第一逆止阀，所述第一隔离阀、所述第二隔离阀位于所述安注箱与所述安注泵之间，所述第一逆止阀位于所述安注泵与所述冷管段之间。较佳地，所述临时安注子系统包括临时注入管线及依次设于所述临时注入管线的第二逆止阀、第三隔离阀、管线接头，所述管线接头用于连接核电站内/外的可用水源，所述临时注入管线的另一端用于连接所述冷管段。较佳地，所述临时安注子系统还包括连接于所述临时注入管线的可移动泵。较佳地，所述安注箱设于安全壳内或安全壳外。较佳地，所述安注箱的位置高于所述冷管段。较佳地，所述非能动堆腔注水子系统包括第二注水管道，所述第二注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述反应堆堆腔的底部。较佳地，所述非能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第二注水管道上的第四隔离阀、第五隔离阀及第三逆止阀。较佳地，所述安注箱的位置高于所述第二注水管道与所述反应堆堆腔的连接位置。较佳地，所述能动堆腔注水子系统包括第三注水管道及动力泵，所述第三注水管道的两端分别连接所述注水水源及所述反应堆堆腔的底部，所述动力泵设于所述第三注水管道上。较佳地，所述能动堆腔注水子系统还包括依次设于所述第三注水管道上的隔离阀组及第四逆止阀，所述隔离阀组、所述第四逆止阀位于所述动力泵、所述反应堆堆腔之间。较佳地，所述隔离阀组包括五个由蓄电池供电的动力阀。较佳地，所述注水水源为设于安全壳外部的消防水。较佳地，所述堆腔注水系统还包括堆腔液位检测仪，所述堆腔液位检测仪设于所述反应堆堆腔内，用于检测所述反应堆堆腔内的液位。与现有技术相比，由于本技术的核电站严重事故缓解系统，其包括堆芯安注系统及堆腔注水系统，其中，堆芯安注系统包括用于向压力容器的内部注入冷却剂的固定安注子系统或/和临时安注子系统，堆腔注水系统至少一组非能动堆腔注水子系统及至少一组能动堆腔注水子系统，非能动堆腔注水子系统连通安注箱及反应堆堆腔，能动堆腔注水子系统连通注水水源及反应堆堆腔。在严重事故下，首先，通过堆芯安注系统实现堆芯冷却，可有效减少堆芯熔融
物质量，延缓严重事故进程，为后续的严重事故缓解措施争取充足时间，提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率；其次，当堆芯熔融物开始落入下封头时，投入堆腔注水系统对压力容器的外壁面进行冷却，既能确保早期非能动的堆腔淹没和冷却，又可在事故后一段时间内能动的维持堆腔的长期注水和冷却，可以在确保极高的注水成功概率前提下，更好的保持压力容器的完整性，大大降低了安全壳失效的可能性；再者，即便是压力容器失效，也能极大地减少堆芯熔融物与混凝土相互作用而产生的可燃气体，降低安全壳由于且管道布置简单，具有很高的工程可行性。附图说明图1是本技术核电站严重事故缓解系统的结构示意图。图2是图1中能动堆腔注水子系统的放大示意图。图3是图1的使用状态示意图。具体实施方式现在参考附图描述本技术的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。如图1所示，本技术所提供的核电站严重事故缓解系统100，能够实现压力容器200的内部注水和内外注水。具体地，压力容器200设于反应堆堆腔300内，一回路系统的多个冷管段201通过一公共注入管线202与PTR系统400(反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统)连接。该PTR系统400包括换料水箱401及管道402，管道402的两端分别连接换料水箱401和公共注入管线202，换料水箱401内的冷却剂通过管道402、公共注入管线202注入一回路系统的多个冷管段201。继续参看图1所示，本技术的核电站严重事故缓解系统100包括堆芯安注系统及堆腔注水系统。其中，堆芯安注系统包括至少一组固定安注子系统110或/和至少一组临时安注子系统120，所述固定安注子系统110、临时安注子系统120均连接于公共注入管线202，用于向压力容器200的内部注入冷却剂以
冷却堆芯。堆腔注水系统包括至少一组非能动堆腔注水子系统130或/和至少一组能动堆腔注水子系统本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站严重事故缓解系统，用于对压力容器进行内外注水，其特征在于：包括堆芯安注系统，其包括至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，所述固定安注子系统连通设于所述压力容器一侧的安注箱及一回路系统的冷管段，用于将所述安注箱内的冷却剂注入所述压力容器的内部，所述临时安注子系统用于连接核电站内/外的可用水源及一回路系统的冷管段，用于将冷却水注入所述压力容器的内部；堆腔注水系统，其包括至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，所述非能动堆腔注水子系统连通所述安注箱及设于所述压力容器外的反应堆堆腔，用于非能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂；所述能动堆腔注水子系统连通所述反应堆堆腔及注水水源，用于能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂。

【技术特征摘要】
1.一种核电站严重事故缓解系统，用于对压力容器进行内外注水，其特征在于：包括堆芯安注系统，其包括至少一组固定安注子系统或/和至少一组临时安注子系统，所述固定安注子系统连通设于所述压力容器一侧的安注箱及一回路系统的冷管段，用于将所述安注箱内的冷却剂注入所述压力容器的内部，所述临时安注子系统用于连接核电站内/外的可用水源及一回路系统的冷管段，用于将冷却水注入所述压力容器的内部；堆腔注水系统，其包括至少一组非能动堆腔注水子系统或/和至少一组能动堆腔注水子系统，所述非能动堆腔注水子系统连通所述安注箱及设于所述压力容器外的反应堆堆腔，用于非能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂；所述能动堆腔注水子系统连通所述反应堆堆腔及注水水源，用于能动地向所述反应堆堆腔注入冷却剂。2.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：还包括一与所述冷管段相连通的公共注入管线，所述固定安注子系统、所述临时安注子系统均连接于所述公共注入管线。3.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述固定安注子系统包括第一注水管道及安注泵，所述第一注水管道的两端分别连接所述安注箱及所述冷管段，所述安注泵设于所述第一注水管道上。4.如权利要求3所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述固定安注子系统还包括依次设于所述第一注水管道上的第一隔离阀、第二隔离阀及第一逆止阀，所述第一隔离阀、所述第二隔离阀位于所述安注箱与所述安注泵之间，所述第一逆止阀位于所述安注泵与所述冷管段之间。5.如权利要求1所述的核电站严重事故缓解系统，其特征在于：所述临时安注子系统包括临时注入管线及依次设于所述临时注入管线的第二逆止阀、第三
\t隔离阀、管线接头，所述管线接头用于连接核电站内/外的可用水源，所述临时注入管线的另一端用于连接所述冷管...

【专利技术属性】
技术研发人员：张会勇，张雷，展德奎，孙吉良，廖业宏，
申请(专利权)人：中广核研究院有限公司，中国广核集团有限公司，中国广核电力股份有限公司，
类型：新型
国别省市：广东;44