[发明专利]非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法

说明书

技术领域

本发明涉及对核反应堆非能动蓄压安注技术的改进。具体而言，本发明涉及一种新型的在不影响发生大破口事故情况下原有蓄压安注设计功能的前提下在发生小破口事故时能够充分利用蓄压安注功能的非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法。

背景技术

1979年美国三哩岛、1986年前苏联切尔诺贝利以及2011年日本福岛核电厂事故发生后，全球范围更加关注超设计基准事故和严重事故，严重事故的预防和缓解成为核电站设计必须考虑的因素。美国西屋公司开发的AP600和AP1000，以及我国自主研发的CAP1400均采用了非能动安全技术用于预防和缓解核电站事故，保证反应堆安全。

非能动安全技术是指在事故条件下完全利用自然力完成各种冷却功能,其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产生的驱动力等来产生，而无需使用泵及外部交流电源。因此，在提高了安全可靠性的同时大大简化了安全系统。

图1为一种现有技术的非能动堆芯冷却系统的示意性布置图（参见《非能动安全先进压水堆核电技术》，欧阳予，林诚格等，原子能出版社，2010）。美国西屋公司开发的AP600是全世界范围内最早取得设计许可的非能动核电站，在AP600的基础上，美国西屋公司进一步开发出了功率更高的AP1000。在引进AP1000技术的基础上，我国自主开发了CAP1400非能动核电站。非能动核电站的核心安全系统——非能动堆芯冷却系统（Passive Core-cooling system，简写PXS）的流程图如图1（来自AP1000 design and control document (Rev.17)）所示。当核电站出现事故——如被重点关注的小破口事故（SBLOCA）时，非能动堆芯冷却系统将提供堆芯的应急冷却，防止堆芯超温融化而发展为严重事故。

上面提到的这三种堆型所配备的PXS总体结构及运行原理相同，这套系统包括有：1）非能动余热排出系统（PRHR），用于事故初期堆芯余热的应急排出，依靠于自然循环驱动；2）非能动安注系统，该系统由堆芯补水箱 (CMT)，蓄压安注箱(ACC)，安全壳内换料水箱(IRWST)以及相应的安注管线组成，在失水事故下向堆芯提供应急冷却水，实现高压、中压、低压安注。堆芯补水箱5，蓄压安注箱6和安全壳内换料水箱3分别依靠自然循环、压缩气体及重力实现注入；3）自动降压系统（ADS），该系统由4级ADS组成，其中1-3级位于稳压器（PZR）顶部，第4级（ADS4）位于热管段顶部，在典型的小破口事故（SBLOCA）情况下，由CMT水位信号触发，依次打开，实现一个系统可控的降压过程，从而使得依靠自然力驱动的注入及循环冷却过程得以实现。

术语定义（大破口和小破口）

对于压水堆核电站主回路系统压力边界出现的破口失水事故（LOCA），依据破口尺寸大小，存在大破口失水事故（LBLOCA）和小破口失水事故（SBLOCA）两种事故瞬态过程截然不同的事故类型。在大破口失水事故条件下，一旦主回路系统出现破口，如主管道双端断裂事故，系统压力迅速降低，主回路内冷却剂短时间内大量闪蒸；而小破口事故条件下，虽然系统出现破口，但是由于破口尺寸较小，系统压力下降缓慢，并在系统压力降至饱和压力时还会出现压力相对稳定的时期。实际上，具体破口大小上的区分与堆型功率具体相关，例如，对于AP1000，（design control documents）DCD文件以10ft²的破口面积作为区分，大于等于10ft²为大破口，小于10ft²的为小破口。特别的当破口直径小于2-英寸时为典型小破口尺寸，该尺寸的小破口对系统安全的挑战最为典型，因此小破口的理论和试验研究通常以2-英寸为典型研究对象。

随着人们对核电站事故认识的深入，发现小破口事故对于核电站的安全带来更高的挑战，尤其是美国三哩岛的小破口事故导致了堆芯熔化这样的严重事故的出现。对于非能动核电站也是如此，图2为典型的AP600、AP1000和CAP1400非能动核电站小破口事故瞬态过程的解读示意图（Reyes J, Hochreiter L., 1998. Scaling analysis for the OSU AP600 test facility (APEX)[J]. Nuclear Engineering and Design, 1998, 186: 53-109）。通常可将小破口事故过程分解解读为五个典型的阶段，如图2中所示：

1）欠热喷放阶段；

2）饱和自然循环阶段；

3）ADS触发降压阶段；