【技术实现步骤摘要】
本专利技术属于大型压水堆核电厂，具体涉及优化的能动与非能动安全系统及其核电厂。
技术介绍
1、二十世纪六七十年代开始，核电技术发展的历程就是不断根据新认识的事故现象和新的安全要求增加安全设施的过程。进入二十世纪九十年代，美国核电界认识到，这样发展下去势必会造成核电设计日趋复杂，因此，在先进轻水堆计划中将“简化”作为其下一代核电技术(即第三代核电技术)的首要目标。在此背景下，美国西屋公司ap1000及其前身ap600首先提出并普遍应用非能动核电厂技术，其主要安全系统，如余热排出系统、堆芯冷却系统、安全壳热量导出系统，均采用非能动技术，利用重力、密度差等自然力实现安全功能，无需安全相关交流电源、安全级支持系统及抗震厂房就能长期保持核电厂安全，大幅减少了设备和部件的数量，实现了设计的简化。
2、非能动技术的应用为核电厂安全系统设计带来了变革。非能动技术最主要的优点是简化，采用非能动技术的安全系统取消了能动设备，因此，一般不需要复杂(冗余和多样化的)的控制系统和外部电源，能够很大程度上实现系统设计的简化，进而实现电厂的建造、运行和维...
【技术保护点】
1.优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：包括非能动安全系统及能动安全系统。
2.如权利要求1所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安全系统包括非能动应急堆芯冷却系统，非能动余热排出系统，非能动安全壳热量导出系统，非能动堆腔冷却系统和非能动消氢系统，非能动应急堆芯冷却系统连接反应堆压力容器，非能动余热排出系统连接蒸汽发生器和最终热阱，所述的非能动余热排出系统采用非能动方式由二次侧或一次侧排出余热，非能动安全壳热量导出系统连接安全壳和最终热阱，非能动堆腔冷却系统反应堆压力容器，非能动消氢系统安装在安全壳内侧。
3.如权利要求...
【技术特征摘要】
1.优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：包括非能动安全系统及能动安全系统。
2.如权利要求1所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安全系统包括非能动应急堆芯冷却系统，非能动余热排出系统，非能动安全壳热量导出系统，非能动堆腔冷却系统和非能动消氢系统，非能动应急堆芯冷却系统连接反应堆压力容器，非能动余热排出系统连接蒸汽发生器和最终热阱，所述的非能动余热排出系统采用非能动方式由二次侧或一次侧排出余热，非能动安全壳热量导出系统连接安全壳和最终热阱，非能动堆腔冷却系统反应堆压力容器，非能动消氢系统安装在安全壳内侧。
3.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动应急堆芯冷却系统能够确保事故工况下提供可靠的堆芯冷却，包括壳外承压水箱，全压补水箱hpmt，安注箱acc、卸压阀及相应的阀门、管道和仪表组成，其中，壳外承压水箱出口端通过管道与反应堆压力容器相连，入口端与安全壳空间相通。
4.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动余热排出系统提供导出停堆后堆芯余热，包括非能动二次侧余热排出系统。
5.如权利要求4所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动二次侧余热排出系统包括prs换热水箱、prs换热器，prs换热器位于安全壳上部侧壁外通过管道与蒸汽发生器的蒸汽出口连通，prs换热器设置在prs换热水箱内部。
6.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安全壳热量导出系统用于导出安全壳内热量确保安全壳完整性，包括功能有：设计基准事故后安全壳热量导出、设计扩展工况安全壳热量导出、安全壳冷却水箱水质保持、安全壳第三道屏障的完整性、为prs系统提供冷却水源。
7.如权利要求6所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安全壳热量导出系统包括pcs换热水箱、pcs导热水箱、pcs换热器和汽水分离器，pcs导热水箱通过管路连接pcs换热水箱，pcs换热水箱内设置有汽水分离器，汽水分离器通过管道贯穿安全壳并连接pcs换热器的一端，pcs换热器的另一端通过管道贯穿安全壳并连接pcs换热水箱。
8.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动堆腔冷却系统向堆腔注水确保事故下压力容器完整性实现堆芯熔融物堆内滞留ivr，包括壳外承压水箱，壳外承压水箱位置高于压力容器顶部，其出口端直接注入安全壳。
9.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动消氢系统是在设计基准事故或在设计扩展工况下，避免由堆芯进入安全壳内或安全壳内部化学反应产生的氢气浓度超过限值，威胁安全壳完整性，非能动消氢系统包括氢气复合器，通过复合器中安装的催化剂板来催化氢-氧反应的发生，并释放热量使复合器下部的气体密度降低，加强气体对流，保证高效的消氢功能。
10.如权利要求2所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安注系统psi包含两台全压补水箱hpmt，位于安全壳内高于主冷却剂管道的高度上，通过注入管线和一条连接冷段的入口压力平衡管线与反应堆主冷却剂系统rcs连接，每个入口管线上设有一个常开的电动阀，压力平衡管线从一回路冷段的高点接出，然后竖直向上延伸到hpmt的顶部，注入管线从箱子的底部引出，分别连接到两个dvi管道上，dvi管道连接到反应堆压力容器的下降段，注入管线由两个常闭的并联的气动隔离阀与rcs隔离，这两个阀门在失去电源及气源时开启，当收到安注信号时，注入管线上的两个并联阀门打开，将hpmt与反应堆冷却剂系统相连，注入管线上隔离阀的下游在psi侧串联两台轴流式止回阀。
11.如权利要求10所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安注系统包含两台安注箱acc，通过安注箱内部储存的压缩氮气提供含硼水的快速注入，安注箱通过出口管线连接到dvi管线，注入管线上设有一台常开的电动隔离阀和两台串联止回阀，电站正常运行时，止回阀用于隔离安注箱和rcs。
12.如权利要求10所述的优化的能动与非能动安全系统，其特征在于：所述的非能动安注系统包含两台壳外承压水箱，每台壳外承压水箱包含三条注入接口，非能动低压安注注入管线；ivr注入管线；能动rhi泵注入管线，其中，非能动低压安注分别通过两条重力注入管线连接到两条dv...
【专利技术属性】
技术研发人员：荆春宁，吴宇翔，王广飞，杨长江，王振中，赵斌，姚迪，谌登华，陈彦霖，詹经祥，杨健，贾小攀，王诚诚，郑云涛，刘倩雯，赵晓，杨嘉，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。