[发明专利]核反应堆直接安注系统

说明书

技术领域

本发明涉及一种核反应堆安全设备，尤其涉及一种为核反应堆的压力容器提供冷却液的核反应堆直接安注系统。

背景技术

随着核能利用技术的成熟，核电站的安全性也得到不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。

目前的核电站中，核反应堆的结构是：在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置压力容器，在压力容器中设置吊篮，核反应堆芯设置在吊篮内。压力容器连接有冷热管，通过冷管段注入冷却液，对压力容器进行冷却，然后通过热管段排出。

核电站必须被设计能抵御各种突发事故，包括设计基准事故和超设计基准事故。其中，失水事故(英文：Lost of coolant accident，中文：失水事故，简称LOCA)作为一种重要的设计基准事故，一直被用来检验反应堆核电厂的安全性和引导专设安全设施的设计。在核反应堆发生冷管段断裂事故时，注入到发生断裂的冷管段的冷却液将大部分通过破口直接流入安全壳，从而不能对堆芯进行有效冷却；为了解决上述事故所造成的不能对堆芯进行有效冷却的技术问题，因此需要设置安全注入系统。冷却液的安全注入系统作为专设安全设施的一部分，通常用于LOCA事故后的核反应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。在发生大破口丧失冷却液事故(LBLOCA)后，核反应堆冷却液系统的原有水装量几乎完全排空，安全注入系统快速向压力容器注水并再淹没堆芯，以持续导出堆芯衰变热。

安全注入系统又叫“应急堆芯冷却系统”，其主要功能是：当核电设备一回路系统破裂或断裂引起失水事故(英文：Lost of coolant accident，中文：失水事故，简称LOCA)时，安全注入系统向堆芯(核反应堆芯，简称堆芯)注水，保证淹没和冷却堆芯，防止堆芯熔化，保持堆芯的完整性；当发生主蒸汽管破裂时，反应堆冷却液由于受到过度冷却而收缩，稳压器水位下降，安全注入系统向一回路注入高浓度含硼水，重新建立稳压器水位，迅速停堆并防止反应堆由于过冷而重返临界。为实现上述功能，安全注入系统必须能够根据事故时一回路系统压力下降的情况，在不同的压力水平下注入。

安全注入系统通常包括高压、中压和低压安注，以在LOCA后不同压力阶段均能实施有效的安全注入。安注注入系统接入冷却液系统的位置通常有冷管段、下降段环腔、或上封头。比如接入点为冷管段，安注系统的冷却水进入两个(或三个)冷管段之后，通过压力容器管嘴进入下降段环腔，在这里向下流动进入下封头，然后折流向上，进一步流入核反应堆芯。

在LOCA后喷放阶段，除了在下腔室仍保留部分液体以外，压力容器中冷却液都逐渐闪蒸为蒸汽。当安全注入冷却水开始注入后，大流量的欠冷水使蒸汽冷凝并在注入口附近形成了水塞，水塞的振荡引起进入下降腔的安注水的波动。堆芯和下降腔中的反向流动蒸汽阻止了安注水进入下降腔，直到喷放阶段结束前、反向流动蒸汽足够低时，才允许安注水进入下降腔。该阶段称为安注旁通阶段，即安注水旁通堆芯直接通过冷段破口排泄的阶段，这个阶段的时间范围约为20-30s。在LOCA后再灌水期间，虽然安注箱有较高的流量注入，但几乎没有流量通过堆芯，以至包壳温度再次上升，直到再淹没开始为止。

安全注入系统的设计是否合理，对于冷却液进入堆芯的效果十分重要，而目前现有的安全注入系统一般设计成非直接到达堆芯式结构，从而影响其应急效果；即使采用的是直接安注的方式，也由于其结构设计不合理，导致其安注效果和防旁流性差。以下分别对现有的安注系统进行必要说明：

在压水反应堆早年的设计中，安注系统的安注管是安装在一回路主管上，如我国大亚湾核电站以及后续大量建设的CPR1000反应堆，该种非直接到达堆芯式的安注系统，如中国专利公开号为CN104064230A公开的核反应堆双端安注系统。

为了提高安注有效性，一些反应堆采用了安注管安装在反应堆压力容器上的设计，如AP1000反应堆。采用主管安注，在主管断裂或破口时，可能出现安注水不能有效安注的情况。直接安注由于直接进入反应堆下降环腔，所以提高了安注有效性。