本實(shí)用新型涉及核電站嚴(yán)重事故緩解技術(shù)領(lǐng)域，尤其涉及一種對壓力容器進(jìn)行內(nèi)外注水相結(jié)合的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)。

背景技術(shù)：

目前的壓水堆核電站中，核反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)是在安全殼中設(shè)置反應(yīng)堆堆腔，在堆腔中設(shè)置壓力容器(RPV)。當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)，堆芯的熔融物會融穿壓力容器的外殼，從而可能發(fā)生極為嚴(yán)重的核泄漏事故。為防止堆芯熔融物的泄漏，目前常見的做法有兩種：一種是熔融物堆內(nèi)滯留措施(In-Vessel Retention，IVR)，另一種是熔融物堆外滯留措施(Ex-Vessel Retention，EVR)。

其中，IVR措施是在發(fā)生堆芯熔化的嚴(yán)重事故時(shí)，通過向反應(yīng)堆堆腔注水的方式實(shí)現(xiàn)壓力容器的外部冷卻，以將堆內(nèi)熱量導(dǎo)出，保持壓力容器下封頭的完整性，從而實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物堆內(nèi)滯留。這種方式可保持壓力容器的完整性，防止大多數(shù)威脅安全殼完整性的堆外現(xiàn)象發(fā)生，例如安全殼直接加熱、蒸汽爆炸、熔融物-混凝土相互反應(yīng)等，一定程度上杜絕了放射性的釋放，保證了公眾的安全。

但現(xiàn)有IVR措施均只對反應(yīng)堆堆腔進(jìn)行單一注水。而當(dāng)嚴(yán)重事故下原安注系統(tǒng)能動部分失效、反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)(PTR)換料水箱中水用盡或壓力容器處于較高壓力(高于高壓安注系統(tǒng)觸發(fā)壓力)等情況下，不能進(jìn)行壓力容器內(nèi)部注水時(shí)，單一堆腔注水的方式不能迅速冷卻堆芯，因此熔融物可能迅速落入下封頭，使下封頭內(nèi)熔池的衰變熱增加，容易融穿下封頭，不能保證壓力容器的完整性，從而降低IVR策略成功的概率；而且，單一堆腔注水方式用于大功率核反應(yīng)堆型(如1400MWe級堆型)時(shí)，安全裕度會降低，同 樣無法提高IVR策略成功的概率。

因此，有必要提供一種能夠有效延緩事故進(jìn)程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故緩解系統(tǒng)，以解決上述現(xiàn)有技術(shù)的不足。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：

本實(shí)用新型的目的在于提供一種能夠有效延緩事故進(jìn)程、提高堆腔注水安全裕度及IVR策略成功概率的事故緩解系統(tǒng)。

為實(shí)現(xiàn)上述目的，本實(shí)用新型的技術(shù)方案為：提供一種核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)，用于對壓力容器進(jìn)行內(nèi)外注水，其包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng)；其中，堆芯安注系統(tǒng)包括至少一組固定安注子系統(tǒng)或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng)，所述固定安注子系統(tǒng)連通設(shè)于所述壓力容器一側(cè)的安注箱及一回路系統(tǒng)的冷管段，用于將所述安注箱內(nèi)的冷卻劑注入所述壓力容器的內(nèi)部，所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源及一回路系統(tǒng)的冷管段，用于將冷卻水注入所述壓力容器的內(nèi)部；堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動堆腔注水子系統(tǒng)或/和至少一組能動堆腔注水子系統(tǒng)，所述非能動堆腔注水子系統(tǒng)連通所述安注箱及設(shè)于所述壓力容器外的反應(yīng)堆堆腔，用于非能動地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑；所述能動堆腔注水子系統(tǒng)連通所述反應(yīng)堆堆腔及注水水源，用于能動地向所述反應(yīng)堆堆腔注入冷卻劑。

較佳地，所述的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)還包括一與所述冷管段相連通的公共注入管線，所述固定安注子系統(tǒng)、所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)均連接于所述公共注入管線。

較佳地，所述固定安注子系統(tǒng)包括第一注水管道及安注泵，所述第一注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述冷管段，所述安注泵設(shè)于所述第一注水管道上。

較佳地，所述固定安注子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第一注水管道上的第一隔離閥、第二隔離閥及第一逆止閥，所述第一隔離閥、所述第二隔離閥位于所述安注箱與所述安注泵之間，所述第一逆止閥位于所述安注泵與所述冷管段之間。

較佳地，所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)包括臨時(shí)注入管線及依次設(shè)于所述臨時(shí)注入管線的第二逆止閥、第三隔離閥、管線接頭，所述管線接頭用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源，所述臨時(shí)注入管線的另一端用于連接所述冷管段。

較佳地，所述臨時(shí)安注子系統(tǒng)還包括連接于所述臨時(shí)注入管線的可移動泵。

較佳地，所述安注箱設(shè)于安全殼內(nèi)或安全殼外。

較佳地，所述安注箱的位置高于所述冷管段。

較佳地，所述非能動堆腔注水子系統(tǒng)包括第二注水管道，所述第二注水管道的兩端分別連接所述安注箱及所述反應(yīng)堆堆腔的底部。

較佳地，所述非能動堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第二注水管道上的第四隔離閥、第五隔離閥及第三逆止閥。

較佳地，所述安注箱的位置高于所述第二注水管道與所述反應(yīng)堆堆腔的連接位置。

較佳地，所述能動堆腔注水子系統(tǒng)包括第三注水管道及動力泵，所述第三注水管道的兩端分別連接所述注水水源及所述反應(yīng)堆堆腔的底部，所述動力泵設(shè)于所述第三注水管道上。

較佳地，所述能動堆腔注水子系統(tǒng)還包括依次設(shè)于所述第三注水管道上的隔離閥組及第四逆止閥，所述隔離閥組、所述第四逆止閥位于所述動力泵、所述反應(yīng)堆堆腔之間。

較佳地，所述隔離閥組包括五個(gè)由蓄電池供電的動力閥。

較佳地，所述注水水源為設(shè)于安全殼外部的消防水。

較佳地，所述堆腔注水系統(tǒng)還包括堆腔液位檢測儀，所述堆腔液位檢測儀設(shè)于所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi)，用于檢測所述反應(yīng)堆堆腔內(nèi)的液位。

與現(xiàn)有技術(shù)相比，由于本實(shí)用新型的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)，其包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng)，其中，堆芯安注系統(tǒng)包括用于向壓力容器的內(nèi)部注入冷卻劑的固定安注子系統(tǒng)或/和臨時(shí)安注子系統(tǒng)，堆腔注水系統(tǒng)至少一組非能動堆腔注水子系統(tǒng)及至少一組能動堆腔注水子系統(tǒng)，非能動堆腔注水子系統(tǒng)連通安注箱及反應(yīng)堆堆腔，能動堆腔注水子系統(tǒng)連通注水水源及反應(yīng)堆堆腔。在嚴(yán)重事故下，首先，通過堆芯安注系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻，可有效減少堆芯熔融 物質(zhì)量，延緩嚴(yán)重事故進(jìn)程，為后續(xù)的嚴(yán)重事故緩解措施爭取充足時(shí)間，提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率；其次，當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭時(shí)，投入堆腔注水系統(tǒng)對壓力容器的外壁面進(jìn)行冷卻，既能確保早期非能動的堆腔淹沒和冷卻，又可在事故后一段時(shí)間內(nèi)能動的維持堆腔的長期注水和冷卻，可以在確保極高的注水成功概率前提下，更好的保持壓力容器的完整性，大大降低了安全殼失效的可能性；再者，即便是壓力容器失效，也能極大地減少堆芯熔融物與混凝土相互作用而產(chǎn)生的可燃?xì)怏w，降低安全殼由于且管道布置簡單，具有很高的工程可行性。

附圖說明

圖1是本實(shí)用新型核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖。

圖2是圖1中能動堆腔注水子系統(tǒng)的放大示意圖。

圖3是圖1的使用狀態(tài)示意圖。

具體實(shí)施方式

現(xiàn)在參考附圖描述本實(shí)用新型的實(shí)施例，附圖中類似的元件標(biāo)號代表類似的元件。

如圖1所示，本實(shí)用新型所提供的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100，能夠?qū)崿F(xiàn)壓力容器200的內(nèi)部注水和內(nèi)外注水。具體地，壓力容器200設(shè)于反應(yīng)堆堆腔300內(nèi)，一回路系統(tǒng)的多個(gè)冷管段201通過一公共注入管線202與PTR系統(tǒng)400(反應(yīng)堆和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng))連接。該P(yáng)TR系統(tǒng)400包括換料水箱401及管道402，管道402的兩端分別連接換料水箱401和公共注入管線202，換料水箱401內(nèi)的冷卻劑通過管道402、公共注入管線202注入一回路系統(tǒng)的多個(gè)冷管段201。

繼續(xù)參看圖1所示，本實(shí)用新型的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100包括堆芯安注系統(tǒng)及堆腔注水系統(tǒng)。其中，堆芯安注系統(tǒng)包括至少一組固定安注子系統(tǒng)110或/和至少一組臨時(shí)安注子系統(tǒng)120，所述固定安注子系統(tǒng)110、臨時(shí)安注子系統(tǒng)120均連接于公共注入管線202，用于向壓力容器200的內(nèi)部注入冷卻劑以 冷卻堆芯。堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動堆腔注水子系統(tǒng)130或/和至少一組能動堆腔注水子系統(tǒng)140，非能動堆腔注水子系統(tǒng)130、能動堆腔注水子系統(tǒng)140均連接于反應(yīng)堆堆腔300，兩者通過非能動和能動相結(jié)合的方式向反應(yīng)堆堆腔300注入冷卻劑，實(shí)現(xiàn)壓力容器200的外部安注。

另外，堆腔注水系統(tǒng)還包括至少一堆腔液位檢測儀(圖未示)，堆腔液位檢測儀設(shè)于反應(yīng)堆堆腔300內(nèi)，用于檢測其內(nèi)的液位。

再次參看圖1所示，壓力容器200的一側(cè)設(shè)有安注箱150，安注箱150設(shè)于安全殼內(nèi)或安全殼外，安注箱150內(nèi)貯存有含硼水，本實(shí)用新型中，安注箱150為固定安注子系統(tǒng)110及非能動堆腔注水子系統(tǒng)130的水源，以減少管道的布置，簡化系統(tǒng)結(jié)構(gòu)。

其中，固定安注子系統(tǒng)110包括第一注水管道111、安注泵112、第一隔離閥113、第二隔離閥114及第一逆止閥115。第一注水管道111的一端連接于安注箱150的底部，其另一端連接于公共注入管線202；第一隔離閥113、第二隔離閥114、安注泵112、第一逆止閥115依次設(shè)于第一注水管道111上，且第一逆止閥115位于安注泵112與公共注入管線202之間，安注箱150的位置高于一回路系統(tǒng)的冷管段201。

本實(shí)用新型中，固定安注子系統(tǒng)110為嚴(yán)重事故專用安注系統(tǒng)，即，當(dāng)發(fā)生核電站大破口失水(LBLOCA)等事故進(jìn)程較快的序列時(shí)，若堆芯出口溫度超過設(shè)定溫度(如650℃)，則由操作員手動打開第一隔離閥113和第二隔離閥114，使安注箱150內(nèi)的含硼水能夠通過第一注水管道111注入壓力容器200內(nèi)，緩解堆芯的熔化；而嚴(yán)重事故專用安注泵112能夠保證在壓力容器200處于較高壓力(高于高壓安注觸發(fā)壓力)的情況下，向壓力容器200內(nèi)注水以冷卻堆芯。

繼續(xù)參看圖1，臨時(shí)安注子系統(tǒng)120用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源，以將冷卻水注入壓力容器200的內(nèi)部。其中，公共注入管線202上設(shè)置有臨時(shí)注入接口(圖未示)，以連接臨時(shí)安注子系統(tǒng)120。

具體地，臨時(shí)安注子系統(tǒng)120包括臨時(shí)注入管線121及依次設(shè)于該臨時(shí)注入管線121上的第二逆止閥122、第三隔離閥123、管線接頭124，管線接頭124 用于連接核電站內(nèi)/外的可用水源，該臨時(shí)注入管線121的另一端用于連接臨時(shí)注入接口；且臨時(shí)注入管線121上還可以設(shè)有可移動泵(圖未示)。

本實(shí)用新型中，管線接頭124可以為消防接頭等快速接頭形式，以便快速連接核電站內(nèi)/外的一切可用水源。

可以理解地，上述實(shí)施例闡述了堆芯安注系統(tǒng)包括固定安注子系統(tǒng)110和臨時(shí)安注子系統(tǒng)120的方式，但不以此為限，僅設(shè)置固定安注子系統(tǒng)110或臨時(shí)安注子系統(tǒng)120，同樣不影響本實(shí)用新型技術(shù)方案的實(shí)現(xiàn)。

下面繼續(xù)結(jié)合圖1所示，本實(shí)用新型的一優(yōu)選實(shí)施例中，堆腔注水系統(tǒng)包括至少一組非能動堆腔注水子系統(tǒng)130和至少一組能動堆腔注水子系統(tǒng)140。同時(shí)，因安注箱150也為非能動堆腔注水子系統(tǒng)130提供水源，所以，安注箱150的位置和水位應(yīng)能夠保證其通過重力為非能動堆腔注水子系統(tǒng)130提供充足水量，下面參看圖1進(jìn)行詳細(xì)描述。

如圖1所示，所述非能動堆腔注水子系統(tǒng)130包括第二注水管道131、第四隔離閥132、第五隔離閥133及第三逆止閥134，第二注水管道131的兩端分別連接安注箱150的底部及反應(yīng)堆堆腔300的底部，第四隔離閥132、第五隔離閥133及第三逆止閥134依次設(shè)于第二注水管道131上。

優(yōu)選地，安注箱150的位置高于第二注水管道131與反應(yīng)堆堆腔300的連接位置，因此，在嚴(yán)重事故下，第四隔離閥132和第五隔離閥133可由操作員或自動控制裝置打開，使安注箱150內(nèi)的含硼水能夠依靠重力，通過第二注水管道131進(jìn)入堆腔300內(nèi)，在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)淹沒堆腔300，進(jìn)行對壓力容器200的外壁面的早期冷卻。

可以理解地，安注箱150的位置不以上述方式為限，只要使其位置和其內(nèi)水位保證能夠通過重力為非能動堆腔注水子系統(tǒng)130提供注水即可。當(dāng)然，第二注水管道131也不限于連通安注箱150，還可以另外設(shè)置專門的安注設(shè)備來為非能動堆腔注水子系統(tǒng)130提供水源，其設(shè)置方式與安注箱150相同，不再贅述。

再次參看圖1，所述能動堆腔注水子系統(tǒng)140包括注水水源141、第三注水管道142、動力泵143、隔離閥組144及第四逆止閥145，第三注水管道142的 兩端分別連接注水水源141及反應(yīng)堆堆腔300的底部，動力泵143、隔離閥組144及第四逆止閥145依次設(shè)于第三注水管道142上。其中，注水水源141可以是來自消防水分配系統(tǒng)的消防水，也可以是核電站其他一切可用于冷卻壓力容器200的外壁面的水源。

當(dāng)液位檢測儀檢測并顯示堆腔300滿水后，投入能動堆腔注水子系統(tǒng)140，即，打開第三注水管道142上的隔離閥組144，使第三注水管道142以小流量模式向堆腔300注水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失，保證對壓力容器200的外壁面的長期冷卻。

下面參看圖2所示，所述隔離閥組144包括五個(gè)由蓄電池供電的動力閥。五個(gè)動力閥分別為第一動力閥144a、第二動力閥144b、第三動力閥144c、第四動力閥144d及第五動力閥144e。其中，第一動力閥144a、第二動力閥144b串聯(lián)形成第一支路，第三動力閥144c、第四動力閥144d串聯(lián)形成第二支路，第一、第二支路并聯(lián)，第五動力閥144e的兩端分別連接于第一、第二支路，且第五動力閥144e的一端連接于第一動力閥144a、第二動力閥144b之間，其另一端連接于第三動力閥144c、第四動力閥144d之間。這樣，在核電站正常運(yùn)行時(shí)，第一至第五動力閥144a-144e均處于全關(guān)狀態(tài)；嚴(yán)重事故時(shí)，第一至第五動力閥144a-144e接受信號全部開啟或由操作員手動全部開啟。這樣，第一至第五動力閥144a-144e中若有一個(gè)誤開或者誤關(guān)，隔離閥組144仍能正常工作，不會對能動堆腔注水子系統(tǒng)140產(chǎn)生負(fù)面影響，可保證能動堆腔注水子系統(tǒng)140在電廠正常運(yùn)行及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)工況下處于備用狀態(tài)，在嚴(yán)重事故工況下可以及時(shí)投入，且不會對其他安全系統(tǒng)產(chǎn)生負(fù)面影響。

下面參看圖3所示，對本實(shí)用新型核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100的工作原理及過程進(jìn)行描述。

如圖3所示，當(dāng)應(yīng)對核電站大破口失水(LBLOCA)等事故進(jìn)程較快的序列時(shí)，若堆芯出口溫度超過設(shè)定溫度(如650℃)，可認(rèn)為堆芯已損傷，電廠進(jìn)入嚴(yán)重事故狀態(tài)，此時(shí)由操作員手動打開第一注水管道111上的第一隔離閥113、第二隔離閥114，通過能動的方式將安注箱150中的一部分含硼水注入壓力容器200內(nèi)，以冷卻堆芯，推遲堆芯的熔化，減少落入下封頭的熔融物質(zhì)量，降低下 封頭內(nèi)熔池的衰變熱，從而延緩嚴(yán)重事故的進(jìn)程，緩解嚴(yán)重事故的后果。

同時(shí)，通過操作員將臨時(shí)注入管線121的一端連接于公共注入管線202上的臨時(shí)注入接口，將管線接頭124連接于核電站內(nèi)/外的可用水源，例如消防水，并打開第三隔離閥123，由此可將冷卻水注入壓力容器200內(nèi)以冷卻堆芯。

隨后，當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭時(shí)，由操作員或自動控制裝置打開第二注水管道131上的第四隔離閥132、第五隔離閥133，安注箱150內(nèi)的含硼水因重力作用，以非能動大流量注入模式注入反應(yīng)堆堆腔300，可在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)將堆腔300充滿水。

然后，當(dāng)堆腔液位檢測儀檢測到堆腔300滿水后，將投入能動堆腔注水子系統(tǒng)140，即，打開第三注水管道142上的隔離閥組144，以小流量模式向堆腔300注水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失，保證對壓力容器200的外壁面的長期冷卻。

繼續(xù)參看圖2所示，當(dāng)發(fā)生全廠斷電事故而引發(fā)嚴(yán)重事故序列時(shí)，若堆芯出口溫度超過650℃(約事故發(fā)生后2小時(shí))，此時(shí)因電廠全部失電，能動的堆芯安注系統(tǒng)及其他能動的向壓力容器200內(nèi)部注水的系統(tǒng)均失效，從而無法向壓力容器200的內(nèi)部注水。此時(shí)，可啟動非能動堆腔注水子系統(tǒng)130，即，由操作員或自動控制裝置打開第二注水管道131上的第四隔離閥132、第五隔離閥133，以非能動大流量注入模式將安裝箱111中的含硼水注入堆腔300，從而在相當(dāng)短的時(shí)間內(nèi)將堆腔300充滿水。

當(dāng)堆腔液位檢測儀檢測到堆腔300滿水后，投入能動堆腔注水子系統(tǒng)140，即，打開第三注水管道142上的隔離閥組144，以小流量模式向堆腔300注入水以補(bǔ)償堆腔300內(nèi)的蒸發(fā)損失，保證對壓力容器200的外壁面的長期冷卻。

可以理解地，當(dāng)本實(shí)用新型的堆腔注水系統(tǒng)僅包括非能動堆腔注水子系統(tǒng)130或僅包括能動堆腔注水子系統(tǒng)140時(shí)，其結(jié)構(gòu)及原理均與上述方式相同，不再贅述。

通過以上描述可知，由于本實(shí)用新型的核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100，通過壓力容器內(nèi)注水與壓力容器外注水、能動堆腔注水與非能動堆腔注水相結(jié)合，在嚴(yán)重事故下核電站其他安全注入系統(tǒng)不可用時(shí)，首先，通過堆芯安注系統(tǒng)向 壓力容器200內(nèi)注入充足水量以實(shí)現(xiàn)堆芯冷卻，緩解堆芯融化，可有效減少堆芯熔融物質(zhì)量，延緩嚴(yán)重事故進(jìn)程，為堆腔注水等后續(xù)的嚴(yán)重事故緩解措施爭取充足時(shí)間，提高堆腔注水的安全裕度以及IVR策略成功的概率；其次，當(dāng)堆芯熔融物開始落入下封頭，投入堆腔注水系統(tǒng)對壓力容器200的外壁面進(jìn)行冷卻，并與其他安全功能(如一回路卸壓等)同時(shí)作用，既能夠保證早期非能動的堆腔淹沒和冷卻，又能在事故后一段時(shí)間內(nèi)能動的維持堆腔300的長期注水和冷卻，可以在確保極高的注水成功概率前提下，更好的保持壓力容器200的完整性，實(shí)現(xiàn)熔融物的堆內(nèi)滯留，防止大多數(shù)可能威脅安全殼完整性的堆外現(xiàn)象(如安全殼直接加熱、熔融物-混凝土反應(yīng)等)出現(xiàn)，大大降低了安全殼失效的可能性；再者，即使壓力容器200失效，也能極大地減少堆芯熔融物與混凝土相互作用而產(chǎn)生的可燃?xì)怏w，降低安全殼由于氫氣燃爆而引發(fā)的風(fēng)險(xiǎn)。因此，該核電站嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)100的性能穩(wěn)定可靠，管道布置簡單，具有很高的工程可行性。

以上所揭露的僅為本實(shí)用新型的優(yōu)選實(shí)施例而已，當(dāng)然不能以此來限定本實(shí)用新型之權(quán)利范圍，因此依本實(shí)用新型申請專利范圍所作的等同變化，仍屬本實(shí)用新型所涵蓋的范圍。