一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置制造方法及图纸

本发明专利技术属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置。其结构包括分别与换料水箱和一回路的冷、热管段相连接的安全注入管线，安全注入管线上设有安注泵，安注泵包括两台相互独立的中压安注泵和两台相互独立的低压安注泵，所述的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置，安注泵设置在安全壳外部；在安全壳内反应堆的上方还设有非能动的安注箱和堆芯补水箱，所述的安注箱通过设有控制阀门的管道与一回路的冷管段相连接，所述的堆芯补水箱通过设有控制阀门的管道连接在一回路的热管段和冷管段之间。本发明专利技术将能动与非能动的优点相结合，具有冗余性、多样性、可靠性高等特点，提高了核电厂的安全性。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术属于反应堆设计技术，具体涉及一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置。
技术介绍
作为压水堆核电厂的专设安全设施，在发生设计基准事故时，能动的安全注入系统能为堆芯提供持续的冷却，通过长期循环的方式将堆芯内的热量导出。在发生事故时，高压安注泵接到安注信号后自动启动，从换料水箱吸水，将含硼水注入反应堆冷却剂系统；在再循环注入阶段，低压安注泵从地坑吸水，从而实现长期的再循环注入。现有的反应堆安全注入系统的结构如图I所示，换料水箱I置于安全壳外部，通过管线连接一回路的冷、热管段，管线上设置高压安注泵2和低压安注泵3，低压安注泵3还通过管线连接安全壳地坑4。在传统的压水堆核电厂的安全注入系统中还包括了非能动的安注箱子系统，在事故发生后当反应堆冷却剂系统的压力降到安注箱压力以下时，安注箱内的硼水在氮气压力的作用下自动注入到反应堆冷却剂系统，为堆芯提供应急冷却。如图2所示，图中I为换料水箱，5为安注箱。在第三代核电机组AP1000的非能动堆芯冷却系统中除安注箱之外还使用了非能动的堆芯补水箱，其入口和出口分别与一回路冷管段和压力容器直接注入管相连，在事故后通过自然循环模式向一回路注入含硼水，以维持一回路的水装量并缓解反应性瞬变。如图3所示，堆芯补水箱6的入口连接一回路冷管段，其出口连接压力容器7的直接注入管，图中5为安注箱。传统压水堆核电厂的安全注入系统以及非能动的堆芯补水箱都无法充分保证多种事故工况下核电站的安全可靠，因此，需要对这些系统进行合理的整合，结合新的设计要点，进一步提闻系统的安全几余性。
技术实现思路
本专利技术的目的在于针对现有技术的不足，提供一种技术先进、安全性高、能应对多种事故工况的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置。既可以通过能动、长期循环的方式将堆芯内的热量导出，又可以在全厂断电的情况下，以非能动的方式实现对堆芯的长期冷却。本专利技术的技术方案如下一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，包括分别与换料水箱和一回路的冷、热管段相连接的安全注入管线，安全注入管线上设有安注泵，其中，所述的换料水箱设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置，安注泵设置在安全壳外部；在安全壳内反应堆的上方还设有非能动的安注箱和堆芯补水箱，所述的安注箱通过设有控制阀门的管道与一回路的冷管段相连接，所述的堆芯补水箱通过设有控制阀门的管道连接在一回路的热管段和冷管段之间。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，其中，所述的安注泵包括两台相互独立的中压安注泵和两台相互独立的低压安注泵，四台安注泵在安全注入管线上并联设置。更进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，其中，所述的中压安注泵的注入压头范围为600mW(Tll00mWC，低压安注泵的注入压头范围为90mffCl80mffCo进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，其中，所述的安注箱共有三台，相互独立设置；每台安注箱与一回路的冷管段相连接的管道上设有隔离阀及止回阀。进一步，如上所述的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，其中，所述的堆芯补水箱共有三台，相互独立设置；每台堆芯补水箱的入口通过常开的压力平衡管线与一回路的热管段相连，其出口通过隔离阀及止回阀连接在一回路冷管段上。本专利技术的有益效果如下本专利技术所提供的堆芯注水热量导出装置采用能动与非能动相结合的方式，可以在事故后使用多种手段向堆芯注水导出热量安注箱可以在短时间内提供高流量的安注迅速淹没堆芯，保证快速冷却堆芯；堆芯补水箱可以通过自然循环的方式在较长的时间内提供较小流量的安注；能动的安注泵可以维持堆芯淹没，并通过长期循环的方式不断导出堆芯热量。内置换料水箱位于安全壳内部最低处，减少了外部灾害对换料水箱安全性的影响，提高了事故后应急水源的可靠性。安注泵降低了注入压头(由高压变为中压)，可以有效降低高压安注误启动事故后果，避免一回路压力过高，也可以减轻或避免蒸汽发生器传热管破裂事故下一回路压力过高而可能导致的蒸汽发生器满溢，从而降低该事故下放射性物质向环境排放的可能性。附图说明图I为现有技术中的闻压和低压安注系统不意图；图2为现有技术中的安注箱注入系统示意图；图3为现有技术中的堆芯补水箱设置方式示意图；图4为本专利技术的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置示意图。具体实施方式本专利技术所提供的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置采用了能动的中压安注泵和低压安注泵，非能动的安注箱和堆芯补水箱，以及安全壳内置换料水箱。堆芯注水热量导出装置的能动部分具体可设置两台相互独立的中压安注泵和两台相互独立的低压安注泵。中压安注泵和低压安注泵均通过设置有控制阀门的管道连接在内置换料水箱和一回路的冷/热管段之间。安注泵向反应堆一回路注水的开始阶段是冷段注入，直到长期冷却后，才开始冷热段同时注入。原来M310堆型的上充泵同时兼作高压安注泵，本专利技术将上充和安注功能分离，取消高压安注泵，增设了中压安注泵。原M310堆型在安注信号出现时，泵从上充模式切换到安注模式，此切换过程需操作大量阀门，将影响到系统的可靠性。本专利技术设置专用的中压安注泵之后，执行功能单一，可以提高系统的可靠性。安注泵降低了注入压头(由高压变为中压，注入压头范围为600mW(Tll00mWC)，可以有效降低高压安注误启动事故后果，避免一回路压力过高，也可以减轻或避免蒸汽发生器传热管破裂事故下一回路压力过高而可能导致的蒸汽发生器满溢，从而降低该事故下放射性物质向环境排放的可能性。内置换料水箱位于安全壳内部最低处一堆芯下方地坑位置，减少了外部灾害对换料水箱安全性的影响，提高了事故后应急水源的可靠性，提高了核电厂安全性。在核电站发生事故的情况下，如果采用外置的换料水箱，安注系统需要在液位计配合下进行切换操作。换料水箱内置后方便汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源，与反应堆的地坑结合起来，起到了简化设备的作用，不再需要进行切换操作。因为内置换料水箱将作为事故后的唯一能动安注水来源，可以减少事故后的操作，避免了可能发生的错误，降低了系统运行模式切换失效的潜在风险，从而提高了系统的可靠性，增强了电厂的安全性。下面结合附图和实施例对本专利技术进行详细的描述。如图4所示，能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，包括设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置的换料水箱8，换料水箱8和一回路的冷、热管段之间通过安全注入管线相连接，安全注入管线上设有两台相互独立的中压安注泵9和两台相互独立的低压安·注泵10，四台安注泵在安全注入管线上并联设置，位于安全壳外部。当然，中压安注泵9和低压安注泵10的数量并不局限于两台。中压安注泵的注入压头范围为600mW(Tll00mWC，低压安注泵的注入压头范围为90mW(Tl80mWC事故发生后，系统接收到安注信号就立即启动中压安注泵9和低压安注泵10。安注泵最初利用小流量管线启动，当反应堆冷却剂系统压力下降到中压安注泵的关闭注入压力之下时，中压安注泵开始向反应堆冷却剂系统提供注入。当反应堆冷却剂系统压力降到低于低压安注泵的关闭扬程时，低压安注泵开始向反应堆冷却剂系统提供注入。在安全壳内还设有非能动的安注箱11和堆芯补水箱12，所述的安注箱11通过设有控制阀门的管道与一回路的冷管段15相连接，每台安注本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，包括分别与换料水箱（8）和一回路的冷、热管段相连接的安全注入管线，安全注入管线上设有安注泵，其特征在于：所述的换料水箱（8）设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置，安注泵设置在安全壳外部；在安全壳内反应堆的上方还设有非能动的安注箱（11）和堆芯补水箱（12），所述的安注箱（11）通过设有控制阀门的管道与一回路的冷管段（15）相连接，所述的堆芯补水箱（12）通过设有控制阀门的管道连接在一回路的热管段（16）和冷管段（15）之间。

【技术特征摘要】
及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。·权利要求1.一种能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，包括分别与换料水箱(8)和一回路的冷、热管段相连接的安全注入管线，安全注入管线上设有安注泵，其特征在于所述的换料水箱(8)设置在安全壳内部堆芯下方地坑位置，安注泵设置在安全壳外部；在安全壳内反应堆的上方还设有非能动的安注箱(11)和堆芯补水箱(12)，所述的安注箱(11)通过设有控制阀门的管道与一回路的冷管段(15)相连接，所述的堆芯补水箱(12)通过设有控制阀门的管道连接在一回路的热管段(16)和冷管段(15)之间。2.如权利要求I所述的能动与非能动相结合的堆芯注水热量导出装置，其特征在于所述的安注泵包括两台相互独立的中压安注泵(9)和两台相互独立的低压安注泵(10)，四台安注泵在安全注入管线上并联设置。3.如权利要求2所述的能动与非能动相结合...

【专利技术属性】
技术研发人员：于勇，袁霞，赵侠，蒋慧黠，张雪霜，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：