反应堆安全系统的制作方法

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种反应堆安全系统。

背景技术：

现有核电站辅助给水系统，设有贮水箱、给水泵等设备，在主给水系统发生故障时，利用给水泵将贮水箱中的水向蒸汽发生器二次侧供水，从而导出反应堆热量，实现辅助给水系统导出堆芯热量的安全功能。但是，一旦给水泵发生故障将导致辅助给水系统的安全功能丧失。此外，辅助给水系统在启动、热备用、热停堆工况时均需要为蒸汽发生器供水，从而会引起贮水箱水位下降，存在丧失安全功能的风险。

现有核电站中安全壳主要通过安全壳换气通风系统、安全壳内空气净化系统、安全壳连续通风系统及安全壳内大气监测系统共同实现对安全壳内大气放射性污染的净化、循环、检测，系统设计复杂。

现有核电站中一回路稳压器在稳压器顶部设置安全阀组，用于在一回路超压时可及时排出超压冷却剂，防止一回路超压。排压时主要是整个回路进行，没有针对性地对于局部超压部位进行排压，响应不迅速。

另外，现有核电站的安全壳为双层结构，内侧钢制结构用于承压并包容放射性，外侧混凝土结构用于外部事件防护及辐射屏蔽，内外侧夹层空间小，内部钢制安全壳包容了反应堆、蒸汽发生器、换料水池等大型设备及空间，体积庞大，用材量大、成本高。

技术实现要素：

本发明要解决的技术问题在于，提供一种实现反应堆在正常运行或事故工况下均能实现余热导出、放射性包容的功能要求，保证核安全的反应堆安全系统。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种反应堆安全系统，包括安全壳、应急余热排出系统、应急气体处理系统以及一回路超压保护系统；

所述安全壳包括堆顶防护室及围设在所述堆顶防护室外的反应堆厂房；所述堆顶防护室内设置压力容器及至少一个连接压力容器的主换热器；所述堆顶防护室和反应堆厂房之间形成有夹层空间；

所述应急余热排出系统以非能动的方式将除盐水与所述压力容器内的堆芯进行热交换，导出堆芯热量；

所述应急气体处理系统设置在所述夹层空间内并连接所述堆顶防护室，将所述堆顶防护室内的气体抽出进行处理后输送回所述堆顶防护室内；

所述一回路超压保护系统设置在所述堆顶防护室内，对堆顶防护室内的一回路进行卸压。

优选地，所述应急余热排出系统包括至少一个设置在压力容器内的辅助换热器、设置在所述反应堆厂房外的应急水箱、连接在所述应急水箱和辅助换热器之间的冷却管道、以及连接所述辅助换热器的排气管道；所述应急水箱的位置高于所述辅助换热器的位置，应急水箱内的除盐水在重力作用下非能动通过所述冷却管道注入所述辅助换热器，与所述压力容器内的堆芯热交换后形成蒸汽从所述排气管道排出所述反应堆厂房外。

优选地，所述排气管道的一端连接所述辅助换热器，另一端延伸至所述反应堆厂房外；

所述应急余热排出系统还包括连接在所述排气管道另一端上方的烟囱。

优选地，所述应急水箱还连接有补水管线。

优选地，所述应急气体处理系统包括连接在所述堆顶防护室上的气体输出管道和气体输入管道、依次设置并连接在所述气体输出管道和气体输入管道之间的气体冷却器、过滤装置、钋处理装置以及抽风装置。

优选地，所述气体输出管道和气体输入管道上分别设有电动阀；所述堆顶防护室内设有放射性仪表监测仪，与所述电动阀和抽风装置通讯连接。

优选地，所述一回路超压保护系统包括用于装除盐水的卸压箱、连接在所述主换热器和卸压箱之间的第一卸压管线、以及连接在所述压力容器和卸压箱之间的第二卸压管线；所述第一卸压管线和第二卸压管线上分别设有安全阀。

优选地，所述卸压箱内底部设有鼓泡管。

优选地，所述卸压箱上连接有一输入管线，所述第一卸压管线和第二卸压管线通过所述输入管线连接所述卸压箱；所述输入管线上还设有防止除盐水倒流的真空破坏阀。

优选地，所述卸压箱内底部设有鼓泡管，所述输入管线连接所述鼓泡管。

优选地，所述反应堆厂房上设有至少一个用于卸出所述夹层空间内压力的泄压隔离阀。

本发明的反应堆安全系统中，应急余热排出系统采用非能动余热排出设计，设置单独的辅助换热器及应急水箱，利用重力将水注入辅助换热器产生蒸汽，从而带出一回路热量，且无须在其他工况下为设备供水而导致应急水箱水位下降，其安全性较现有核电站提高；应急气体处理系统可在堆顶防护室发生放射性泄漏事故时，循环净化堆顶防护室内的放射性气体，较现有核电站简化，降低了成本；一回路超压保护系统连接反应堆易发生超压的部位，较现有核电站更有针对性地防止局部超压造成压力容器损坏，并且响应更迅速。

附图说明

下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：

图1是本发明一实施例的反应堆安全系统的结构示意图。

具体实施方式

为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。

如图1所示，本发明一实施例的反应堆安全系统，包括安全壳10、应急余热排出系统20、应急气体处理系统30以及一回路超压保护系统40。

安全壳10可在正常工况和事故工况下，包容可能泄露的放射性气体，屏蔽气体和运行时产生的放射性物质。安全壳10包括堆顶防护室11及围设在堆顶防护室11外的反应堆厂房12。堆顶防护室11内设有一回路系统，包括压力容器1及至少一个连接压力容器1的主换热器2。堆顶防护室11和反应堆厂房12之间形成有夹层空间13。

其中，堆顶防护室11用于包容堆顶泄漏的放射性物质并能屏蔽堆顶辐射，为钢制结构，有较高的密封性，内壁面设有屏蔽材料。正常运行期间，堆顶防护室11用于屏蔽反应堆产生的辐射，并维持堆顶防护室11内的负压状态，以防止放射性物质泄漏时，放射性物质扩散至反应堆厂房12。事故后，堆顶防护室11内的压力、温度、放射性水平变化，控制系统将关闭部分隔离阀，以维持堆顶防护室11边界的完整性，减少放射性物质泄漏至环境中，使得对工作人员和公众环境的影响限制在允许限值内。

反应堆厂房12为钢筋混凝土结构，用于包容反应堆本体、进入反应堆厂房12的管道和部分二回路系统，为堆顶防护室11及部分二回路系统的设备提供包容、防护作用，且降低放射性物质泄漏至环境的量。由于高密封性的堆顶防护室11可对放射性物质进行包容，所以反应堆厂房12的密封性要求得以降低，可以低于反应堆防护室11。

为了应对二回路破口时可能引起的反应堆厂房12内超压现象，在反应堆厂房12上设有至少一个泄压隔离阀14，用于事故下卸出反应堆厂房12内的压力，保证反应堆厂房12的完整性。例如，当堆顶防护室11出现泄漏或二回路系统破口等，造成外部的反应堆厂房12压力上升，控制系统则根据监测到的反应堆厂房12内压力，在达到限值时，开启反应堆厂房12上的泄压隔离阀14，防止反应堆厂房12超压。

应急余热排出系统20主要用于在反应堆丧失正常排热路径的事故工况下排出反应堆余热。应急余热排出系统20可包括至少一个辅助换热器21、应急水箱22、连接在辅助换热器21和应急水箱22之间的冷却管道23以及连接辅助换热器21的排气管道24。冷却管道23和排气管道24上分别设有电动阀，控制管道的通断。

辅助换热器21设置在压力容器1内，位于压力容器1内的堆芯3上方并且淹没在铅铋溶液中。应急水箱22用于装除盐水，设置在反应堆厂房12外且其所在的位置高于辅助换热器21的位置。排气管道24一端连接辅助换热器21，另一端延伸至反应堆厂房12外。应急水箱22内的除盐水在重力作用下非能动通过冷却管道23注入辅助换热器21，与堆芯3热交换后形成蒸汽从排气管道24排出反应堆厂房12外，从而导出堆芯3热量，无需设置多样化的能动供水泵，提供安全性，无需设置专用的除氧装置进行供水，简化了系统设计。

应急水箱22还连接有补水管线(未图示)，通过补水管线为应急水箱22补充除盐水。

优选地，压力容器1内设有至少两个辅助换热器21，每一个辅助换热器21均连接有冷却管道23和排气管道24，通过热交换导出堆芯热量。

进一步地，应急余热排出系统20还可包括烟囱25，对应连接在排气管道24位于反应堆厂房12外的另一端上方，用于引导蒸汽排向大气。

反应堆正常运行期间，应急余热排出系统20处于备用状态。反应堆丧失正常排热路径的事故工况下，由于应急水箱22存储的除盐水在重力的作用下，注入非能动的辅助换热器21。辅助换热器21内传热管一次侧为高温铅铋溶液，二次侧为低温除盐水。由于传热管两侧存在温差，堆芯3内的铅铋溶液通过传热管一次侧将热量传至二次侧的除盐水。二次侧的除盐水被加热沸腾成蒸汽，通过排气管道24和烟囱25排至大气中。

在压力容器1内，辅助换热器21设置在堆芯3上方并被铅铋溶液淹没，传热管一次侧被冷却后的铅铋溶液温度变低，密度变大，在重力的作用下，被冷却后的铅铋溶液进入堆芯3，吸收堆芯热量。吸收堆芯热量导致铅铋溶液温度上升，密度变小，重新返回传热管，实现自然循环，从而持续导出堆芯热量。

应急气体处理系统30用于在事故下收集、处理由压力容器1顶部释放到堆顶防护室11的放射性气体，使堆顶防护室11内放射性物质水平保持在可接受的限值。应急气体处理系统30设置在夹层空间13内并连接堆顶防护室11，将堆顶防护室11内的气体抽出进行处理后输送回堆顶防护室11内。

堆顶防护室11可较于常规设置在体积上减小设置，以适当增大夹层空间13，利于应急气体处理系统30的设置。并且，堆顶防护室11的体积减少设置，也可以使得其内屏蔽区域更为紧凑，利于减少用材及降低成本。

应急气体处理系统30可包括气体输出管道31和气体输入管道32、依次设置并连接在气体输出管道31和气体输入管道32之间的气体冷却器33、过滤装置34、钋处理装置35以及抽风装置36。

其中，气体输出管道31连接在堆顶防护室11上，用于导出堆顶防护室11内的气体；气体输入管道32连接在堆顶防护室11上，用于将处理后的气体输送回堆顶防护室11内。抽风装置36可选用风机，提供动力将堆顶防护室11内的气体抽出，驱使气体进入气体输出管道31，依次通过气体冷却器33、过滤装置34和钋处理装置35后再通过气体输入管道32回到堆顶防护室11内。气体冷却器33对气体输出管道31输送的气体进行冷却，其可采用水冷的方式对气体进行冷却，降低气体的温度和压力。过滤装置34对冷却后的气体进行过滤，可过滤除去其中的固体颗粒、气溶胶、放射性碘、放射性铯等。钚处理装置35可通过物理吸附方式，除去过滤后气体中的钋。通过应急气体处理系统30对堆顶防护室11内气体进行处理，采用先冷却后过滤的顺序，有利于堆顶防护室11内的气体形成自然循环，提高过滤效率及效果。

气体输出管道31和气体输入管道32上分别设有电动阀311、321，控制对应管道的通断。另外，堆顶防护室11内设有放射性仪表监测仪(未图示)，与抽风装置36通讯连接，抽风装置36可根据放射性仪表监测仪监测到的信号启动。气体输出管道31和气体输入管道32上的电动阀311、321也可与放射性仪表监测仪通讯连接，可根据放射性仪表监测仪监测到的信号与抽风装置36同步动作。

本实施例中，如图1中所示，应急气体处理系统30设置在堆顶防护室11顶部和反应堆厂房12之间，处于夹层空间13的顶部。

反应堆正常运行时，应急气体处理系统30处于备用状态。堆顶防护室11发生放射性物质泄漏事故时，放射性仪表监测仪监测到放射性泄漏，应急气体处理系统30动作，风机启动。堆顶防护室11中的气体经过风机抽吸，进入气体输出管道31，经过气体冷却器33冷却，降低了温度及压力，有利于提高气体过滤效率。冷却后的气体进入过滤装置34以除去其中的固体颗粒、放射性碘及铯等，再通过钋处理装置35处理过滤去其中的钋。净化后的气体通过气体输入管道32返回堆顶防护室11。净化后的气体由于温度较低，在重力的作用下，进入堆顶防护室11下部，而堆顶防护室11下部温度较高的气体上升，再进入气体输出管道31，实现堆顶防护室11内气体的循环净化。

放射性仪表监测仪可持续检测堆顶防护室11内的放射性，在达标后应急气体处理系统30停运。

一回路超压保护系统40设置在堆顶防护室11内，用于在事故下收集、冷凝和冷却一回路排放的高温高压气、汽、液混合物等，对一回路进行卸压，保证一回路及压力容器1的完整性，以避免带有放射性及有毒的物质对反应堆厂房12环境造成污染。

一回路超压保护系统40可包括用于装除盐水的卸压箱43、连接在主换热器2和卸压箱43之间的第一卸压管线41、连接在压力容器1和卸压箱43之间的第二卸压管线42。第一卸压管线41和第二卸压管线42分别连接主换热器2和压力容器1的上端，与主换热器2和压力容器1内部空间相连通。第一卸压管线41和第二卸压管线42上分别设有安全阀411、421，控制对应管线的通断。安全阀在对应卸压管线上的设置，减少总安全阀的数量，在满足单一故障准则的同时降低成本。

当一回路超压时，安全阀411、421自动打开。一回路中的高温高压气、汽、液混合物等可经第一卸压管线41和第二卸压管线42排放并收集在卸压箱43内，防止放射性物质泄漏造成污染。

卸压箱43上连接有一输入管线44，第一卸压管线41和第二卸压管线42通过输入管线44连接卸压箱43。输入管线44的设置，将第一卸压管线41和第二卸压管线42汇集成一条，再连接卸压箱43，简化连接管线。为防止一回路超压排放时卸压箱43内的除盐水倒流，输入管线44上还设有真空破坏阀441。

此外，卸压箱43内底部还可设有鼓泡管45，输入管线44连接鼓泡管45，使得混合物以鼓泡的方式进入卸压箱43内，增大混合物与除盐水的接触面积，有利于降温降压及吸收可溶性气体。

正常运行期间，一回路超压保护系统40备用。事故工况下，在主换热器2的传热管道发生泄漏或者破裂时，主换热器2二次侧的高温高压水将会瞬间闪蒸并进入一回路，造成一回路压力升高，第一、第二卸压管线41、42上的安全阀411、421迅速开启卸压，排出一回路中的高温高压气、汽、液混合物。混合物经过鼓泡管45进入卸压箱43，由卸压箱43内部的除盐水降温降压，并吸收其中的可溶性气体。在卸压后期，混合物冷凝造成卸压管线产生真空时，输入管线44上的真空破坏阀441将自动开启，防止卸压箱43内的除盐水倒流。

综上所述，本发明的反应堆安全系统，通过冗余设计，避免单一故障造成系统功能失效，通过多样性设计消除共因失效造成安全功能无法执行，提高了系统的安全性；在正常运行或事故运行时均能实现堆芯余热导出、放射性包容的功能要求，限制事件或事故发展和减轻后果，使反应堆达到稳定、可接受的状态，保证核安全。

以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。