管段230、冷管段240相连接，冷管段240上设有主泵250 ;且蒸汽发生器220的出口与主蒸汽管线221相连通，蒸汽发生器220的入口与主给水管线222相连通。核电厂正常运行时，反应堆堆芯产生的热量加热一回路给水而产生蒸汽，当蒸汽通过蒸汽发生器220内的传热管时，通过管壁将热能传递给传热管外的二回路冷却水，释放热量的给水又被主泵250送回堆芯重新加热。二回路冷却水受热从而变成蒸汽，该蒸汽通过主蒸汽管线221进入汽轮机做功，从而把热能转化为电力。做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水后再经主给水管线222返回蒸汽发生器220。
[0031]一般压水堆核电厂中，设计有二至四组本发明所述安全注入成套系统100，本实施例中仅示意出其中一组，但安全注入成套系统100的数量并不以此为限，可根据实际需要灵活设置。下面结合附图1-5所示，对本发明安全注入成套系统100的结构、连接方式及工作原理进行说明。
[0032]首先结合图1、图2所示，所述安全注入成套系统100包括先进安注箱110及安注系统120，先进安注箱110设于安全壳200内并连通压力容器210，先进安注箱110用于向压力容器210注入冷却剂；安注系统120密封地贯穿安全壳200且两端分别连通压力容器210及设于安全壳200外的换料水箱130，安注系统120用于将换料水箱130中的冷却剂注入压力容器210。
[0033]本发明中，所述安全注入成套系统100还包括余热导出系统140，所述余热导出系统140分别连通压力容器210及设于安全壳200内的地坑150，用于将堆芯余热导出安全壳200 外。
[0034]继续参看图1、图2所示，所述安全注入成套系统100还包括一母管线160及一主管线170 ;其中，母管线160连通冷管段，主管线170连通热管段230。且先进安注箱110、安注系统120、余热导出系统140均通过母管线160连通冷管段240，即，利用母管线160将先进安注箱110、安注系统120、余热导出系统140串联后连接于一回路冷却剂系统，确保冷却剂丧失事故时先进安注箱110和安注系统120内的冷却剂全部注入至一回路。
[0035]下面参看图2所示，所述先进安注箱110内设有水力学部件111，且先进安注箱110的出口通过一出水管线112连通母管线160，出水管线112上依次设有隔离阀113及至少一个止回阀114 ;先进安注箱110内具有浓硼水并通过氮气蓄压，使其内具有一定初始蓄压。
[0036]相较于传统安注箱，本发明先进安注箱110内的水力学部件111使其在事故后的不同阶段提供不同流量的安注，因此在一回路冷却剂丧失(LOCA)后，不仅可提供压力容器210的下腔室的快速淹没以及堆芯的初始淹没，还可提供后续较长时间段内的堆芯淹没。具体地，当一回路压力降低到一定程度时，隔离阀113、止回阀114根据保护信号触发打开，因先进安注箱110内事先保持一定蓄压，因此其内的浓硼水通过出水管线112自动注入到压力容器210，且在事故的初始阶段提供较大的安注流量以快速注满压力容器210的下腔室，随后先进安注箱110内的水位下降而自动切换到小流量注入模式，在安注系统120启动前提供堆芯注入流量。
[0037]继续结合图1、图2所示，所述安注系统120包括注入管线121及设于注入管线121上并位于安全壳200内的安注泵122，且注入管线121上仅设置单一安注泵122，注入管线121的两端分别连通压力容器210及换料水箱130，其中，换料水箱130内具有浓硼水。通过单安注泵122的设置，可以在不同事故状况下及事故后的不同阶段向压力容器210提供安注，且减少安全级的安注泵122的数量，从而简少设备数量，降低成本。
[0038]本实施例中，注入管线121通过主管线170连通换料水箱130。具体地，注入管线121的一端连通母管线160，其另一端连接于主管线170的远离热管段230的一端并与之相连通，主管线170的远离热管段230的一端连通换料水箱130。
[0039]更具体地，安注系统120还包括一密封地贯穿安全壳200的第一管线123，第一管线123的一端连通换料水箱130，第一管线123的另一端连通主管线170的远离热管段230的端部，且第一管线123上设有第一阀门124。
[0040]优选地，所述安注系统120为中、低压安注系统，也即，其安注泵122为中、低压安装泵。这样，安注系统120—方面可在中高背压条件(8MPa左右)下提供较小流量，在二回路进行部分冷却时将换料水箱130内的含硼水注入一回路；另一方面可在低背压条件(低于2MPa)下提供持续的小流量，确保冷却剂丧失事故后期的持续冷却能力。
[0041]再次结合图1、图2所示，所述余热导出系统140包括设于安全壳200内的热交换器141，热交换器141的两端分别与压力容器210、地坑150相连通，所述热交换器141将地坑150内的再循环水冷却后注入压力容器210，从而将堆芯余热排出，并防止地坑150内的再循环水温度过高。
[0042]所述余热导出系统140还包括第二管线142及设于第二管线142上的再循环泵143，所再循环泵143设于安全壳200外，第二管线142的一端连通地坑150，第二管线142的另一端密封地贯穿安全壳200并连通热交换器141，且第二管线142上设有第二阀门144。因此，通过再循环泵143将地坑150中的再循环水注入热交换器141，由热交换器141将再循环水冷却后注入压力容器210。
[0043]本发明中，所述余热导出系统140与安注系统120共用同一套系统。具体地，热交换器141与安注泵122串联于注入管线121上，第二管线142与第一管线123共同连接于主管线170的远离热管段230的端部。所以，热交换器141依次通过注入管线121、主管线170、第二管线142连通地坑150。通过将热交换器141、安注泵122设置于同一系统中，可使设备结构大为简化，减少能动部件，由此降低建造、运维成本。
[0044]另外，热交换器141还与冷却设备连接，所述冷却设备用于提供设备冷却水，这样，当地坑150中的再循环水进入热交换器141后，其热量传递给设备冷却水带走，冷却后的再循环水注入压力容器210，从而带走堆芯热量，并防止地坑150内的再循环水的温度过尚O
[0045]可以理解地，所述余热导出系统140并不限于与安注系统120共用同一套系统，通过单独设计的管线将热交换器141连接于地坑150、压力容器210之间，同样能实现对地坑150中的再循环水的冷却，此为本领域技术人员所熟知的技术。
[0046]继续参看图2所示，本实施例中，母管线160与主管线170之间还连接有第三管线180，且第三管线180上设有第三阀门181。且主管线170上依次设置有多个阀门(未标号)。由于在大破口事故长期阶段，可能需要冷管段240、热管段230双端注入冷却水，以防止堆芯硼结晶。此时，由注入管线121通过安注泵122和热交换器141的安注水分成两路，其中一路从母管线160进入一回路冷管段；另一路则通过第三阀门181后，由主管线170注入一回路热管段。
[0047]下面结合图1-图5所示，对本发明安全注入成套系统100的工作原理进行说明。
[0048]首先参看图5所示，图中曲线A为事故分析所需的安注流量，S卩，事故后的不同阶段，所需要的安全注入流量不同。
[0049]核电厂正常运行的情况下，所述安全注入成套系统100不启动，但处于可用状态。
[0050]当核电厂发生小破口失水事故时，首先通过操纵员调节二回路的