【技术实现步骤摘要】
本技术涉及核安全，更具体地说，涉及一种核电厂安全注入系统。
技术介绍
1、反应堆核电厂中丧失冷却剂事故(loca)和蒸汽发生器传热管破裂事故(sgtr)作为一种重要的设计基准事故。冷却剂安全注入系统通常用于loca事故后的堆芯应急冷却和硼化，以控制和缓解事故，防止扩展为超设计基准事故。
2、在发生一回路冷却剂丧失事故时，一回路压力降低，需及时对一回路进行冷却剂补充，其事故缓解手段是在于通过安全注入系统对一回路进行冷却剂补充，随着冷却剂注入，一回路压力逐渐升高。然而，在反应堆发生蒸汽发生器传热管破裂事故后，一回路带放射性的液体将通过传热管破口向蒸汽发生器二回路向环境排放，其事故缓解的主要手段在于降低一回路压力从而保持一二回路压力平衡。
3、因此，若安全注入系统在一回路高压段的注入较少，则可能无法补充一回路丧失的冷却剂从而导致堆芯过热；若在高压段的注入较多，则可能导致向环境释放过多的放射性液体。而现有技术中，一回路压力降低则触发了高压安注泵，由于高压安注泵的压头作用，使得高压安注泵在一回路高压段的注入较多，虽然能够补...
【技术保护点】
1.一种核电厂安全注入系统，应用于核电系统，所述核电系统包括反应堆压力容器、一回路的冷管段和热管段，其特征在于，所述安全注入系统包括：设置在安全壳内的全压补水箱、顶部充有蓄压氮气的安注箱、换料水箱、及设置在安全壳外的高压安注泵；
2.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述全压补水箱的入口设置在所述全压补水箱的箱体顶部；所述压力平衡管线为常开管线。
3.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述换料水箱设置在所述反应堆压力容器下方地坑位置；所述高压安注泵通过地坑滤网和取水管线从所述换料水箱取冷却剂并注入所述压力容器
【技术特征摘要】
1.一种核电厂安全注入系统，应用于核电系统，所述核电系统包括反应堆压力容器、一回路的冷管段和热管段，其特征在于，所述安全注入系统包括：设置在安全壳内的全压补水箱、顶部充有蓄压氮气的安注箱、换料水箱、及设置在安全壳外的高压安注泵；
2.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述全压补水箱的入口设置在所述全压补水箱的箱体顶部；所述压力平衡管线为常开管线。
3.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述换料水箱设置在所述反应堆压力容器下方地坑位置；所述高压安注泵通过地坑滤网和取水管线从所述换料水箱取冷却剂并注入所述压力容器直接注入管线。
4.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述安注箱的安注箱出水口设有防止冷却剂回流的止回阀。
5.根据权利要求1所述的核电厂安全注入系统，其特征在于，所述安全注入系统还包括：连接在所述热管段的压力传感器；所述压力传感器对所述一回...
【专利技术属性】
技术研发人员：梁任，宋建阳，陈华发，李润骋，何继民，熊怡然，余权恒，林支康，欧阳勇，卢向晖，
申请(专利权)人：中广核研究院有限公司，
类型：新型
国别省市：
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