核电站非能动堆腔注水系统的制作方法
【技术领域】
[0001]本实用新型涉及核电领域，特别涉及一种核电站非能动堆腔注水系统。
【背景技术】
[0002]在核电厂严重事故工况下，需向反应堆堆腔内注入足够水量进行反应堆压力容器(RPV)外部冷却，并与其他安全功能(如回路卸压等)同时作用以保持压力容器的完整性，从而可将堆芯熔融物滞留于压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆外现象(安全壳直接加热、熔融物-混凝土反应等)发生。在这个过程中，堆芯熔融物衰变热量通过RPV壁面传出，并由注入堆腔的水带走这些热量。采用堆腔注水系统可以确保压力容器完整性，大大降低安全壳失效的可能性。即使压力容器失效，堆腔注水系统也能大幅减少堆芯熔融物与混凝土相互作用而产生的气体，如氢气、一氧化碳和二氧化碳等，降低由于氢气燃爆而引发的安全壳压力冲击波的风险；此外，采用堆腔注水系统还可同时洗涤由堆芯碎片释放的裂变产物，降低放射性释放量。
[0003]国际原子能机构IAEA导则NS-G-1.10的6.5节明确要求实际消除由于底板熔穿导致安全壳后期损坏的严重事故工况，因此，为更好的提高核电厂应对严重事故能力，需在已有的能动堆腔注水系统基础上，增加非能动堆腔注水系统。此外，依据福岛核事故的经验教训，在发生严重事故时，需要进一步考虑全厂断电事故(SBO)及SBO柴油机丧失的工况，此时能动堆腔注水失去动力，无法及时实施，因此需要增设非能动堆腔注水系统。
[0004]目前现有的非能动堆腔注水系统均通过布置在反应堆厂房内的高位水箱以及相应的管道、阀门实现非能动堆腔注水功能。当发生严重事故时，需要非能动堆腔注水启动，操作员通过远程操作开启相应管道上的阀门，高位水箱中的水通过重力注入到堆腔中，以确保反应堆压力容器的完整性。现有的这种非能动堆腔注水系统，由于其需在安全壳内设置高位水箱，其大大增加了安全壳厂房的总体布置，同时还减小了安全壳的自由容积，其经济成本较高。此外，这种非能动堆腔注水系统的运行维护只能在机组换料停堆期间进行，且由于设备、阀门以及相关仪表都设于反应堆厂房内，其大大增加了检修维护的难度和检修人员的辐照剂量，同时对阀门、仪表的要求更高，其需要足够可靠的电源才能确保系统在严重事故后投入运行。
【发明内容】
[0005]本实用新型旨在解决上述问题，而提供一种结构简单，可减少设计困难，降低检修难度，并可提高使用安全性的核电站非能动堆腔注水系统。
[0006]为解决上述问题，本实用新型提供了一种核电站非能动堆腔注水系统，其包括设于反应堆厂房外的用于为水箱注水提供注水压力的蓄压容器和用于储水并向反应堆堆腔提供注水的水箱，所述蓄压容器通过连接管道与所述水箱连接，所述水箱通过注水管道与反应堆堆腔连接，在所述连接管道与注水管道上设有用于控制管道贯通的控制部件，所述控制部件用于在事故发生时启动而使水箱中的水注入至反应堆堆腔内。
[0007]在所述注水管道上设有与之贯通的旁路注入管道。
[0008]在所述连接管道上设有用于控制所述蓄压容器与所述水箱连通或隔离的第一电动隔呙阀。
[0009]在所述注水管道上设有用于控制所述水箱与反应堆堆腔连通或隔离的第二电动隔离阀、限制注水管道中水流量的第一限流件，在所述旁路注入管道上设有用于控制所述注水管道与该旁路注入管道连通或隔离的第三电动隔离阀和限制旁路注入管道中水流量的第二限流件，所述旁路注入管道的一端连接于第二电动隔离阀与第一限流件之间的注水管道上，其另一端连接于第一限流件与反应堆厂房之间的注水管道上。
[0010]在设于反应堆厂房内的注水管道上设有用于防止反应堆堆腔内的物质倒流至所述注水管道中的第一止回阀。
[0011]该核电站非能动堆腔注水系统与核电厂的能动堆腔注水系统贯通连接，其连接点设于所述第一限流件与反应堆厂房之间的注水管道上，在所述第一限流件与连接点之间设有用于防止所述能动堆腔注水系统的水朝所述水箱方向流动的第二止回阀，在所述能动堆腔注水系统与连接点之间设有用于防止所述注水管道中的水流入所述能动堆腔注水系统的第三止回阀。
[0012]所述旁路注入管道的末端连接于第一限流件与第二止回阀之间的注水管道上。
[0013]在所述蓄压容器上设有用于排气以进行检修和测试的第一排气管道、用于控制所述蓄压容器与外界大气贯通或隔离的第五隔离阀、用于防止蓄压容器超压的第一安全阀，所述第一排气管道与所述蓄压容器贯通，所述第五隔离阀设于所述第一排气管道上。
[0014]在所述水箱上设有用于排气以进行检修和测试的第二排气管道、用于排水的排水管道、用于控制所述水箱与外界大气贯通或隔离的第六隔离阀、用于控制所述排水管道贯通或闭塞的第七隔离阀及防止水箱超压的第二安全阀，所述第二排气管道及排水管道分别与所述水箱贯通，所述第六隔离阀设于所述第二排气管道上，所述第七隔离阀设于所述排水管道上。
[0015]所述注水管道通过安全贯穿件而由反应堆厂房外贯通至反应堆堆腔内，在所述注水管道靠近反应堆堆腔的一端近端处设有调试用的手动阀，在与能动堆腔注水系统的连接点和反应堆厂房之间的注水管道上设有第四电动隔离阀。
[0016]本实用新型的有益贡献在于，其有效解决了上述问题。本实用新型通过在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，通过蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而可在满足注水量功能需求的同时，进一步减少设备设计困难。本实用新型的核电站非能动堆腔注水系统相比与现有的非能动堆腔注水系统，其具有以下优点:
[0017]1、由于本实用新型的主要设备、控制部件及相关仪表设置在反应堆厂房外，其相比现有技术，大大降低了系统的总体布置难度，可有效缓解安全壳内布置紧凑的压力，并可大大降低设备、控制部件及相关仪表的可靠性要求，降低系统的经济成本。
[0018]2、本实用新型的核电站非能动堆腔注水系统不需高位布置，其具有较强的抗震性和稳定性。
[0019]3、本实用新型的系统备用时，蓄压容器与水箱之间相互隔离，水箱处于微正压状态，设备可靠性较高；且由于蓄压容器，系统注水后水箱压力仍高于安全壳内环境压力，其可有效防止放射性物质释放到安全壳外，进一步提高安全性。
[0020]4、相比于现有技术，本实用新型的核电站非能动堆腔注水系统检修维护方便，其不需工作人员进入到反应堆厂房内，其可大大减少检修人员的辐照剂量。
[0021]5、本实用新型在注水管道上连接有旁路注入管道，其可保证水箱注水量满足基本功能需求的同时进一步减少总的注水量。
【附图说明】
[0022]图1为本实用新型的结构原理示意图。
【具体实施方式】
[0023]为了解决现有非能动堆腔注水系统依靠水的重力进行高位注水而带来的种种弊端，本实用新型提出了一种新型的核电站非能动堆腔注水系统。本实用新型的系统通过在反应堆厂房外设置蓄压容器和水箱，利用蓄压容器的压力将水箱中的水注入到堆腔中，从而可在满足注水量功能需求的同时，进一步减少设备设计困难，提高系统的抗震性和稳定性，降低系统的经济成本，并可大大提高系统的安全性，降低系统检修难度，减少系统的总注水量，避免现有的非能动堆腔注水系统所存在的各种问题。本实用新型的核电站非能动堆腔注水系统不仅可以运用于新建的核电厂，而且可以应用于正在修建或已建成的核电厂，其具有很强的适应性，并具有很强的可行性，易于实施。
[0024]为了更清楚地说明本实用新型的技术方案，以下结合附图及实施例，对本实用新型的技术方案进行进一步详细说明，显而易见地，下面描述仅仅是本实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些实施例获得其他的实施例。
[0025]如图1所示，本实用新型的核电站非能动堆腔注水系统包括蓄压容器1、水箱2、控制部件、注水管道4、连接管道3及旁路注入管道7等。
[0026]所示蓄压容器I用于为水箱2注水提供注水压力，其内部存储有气体介质，以提供注水所需的高压，从而方便系统需注水时，依靠其压强而驱动水箱2中的水通过注水管道4注入至反应堆堆腔5内。所述蓄压容器可选用公知的蓄压容器，或可根据系统所需的性能参数而定制。该蓄压容器I的强度、塑性、冲击韧性、抗辐照性、耐压性等各项指标均应满足核电厂安全使用需求。如图1所示，所述蓄压容器I通过连接管道3与所述水箱2贯通连接。在所述连接管道3上设有第一电动隔离阀8。该第一电动隔离阀8用于控制连接管道3的通断，以实现蓄压容器I与水箱2的贯通或隔离。该第一电动隔离阀8可选用公知的电动隔离阀，其性能应满足核电厂控制需求。为加强控制的可靠性，本实施例中，在所述连接管道3上间隔设有两个第一电动隔离阀8。其他实施例中，可根据所述连接管道3的长短而设置相应数量的第一电动隔离阀8。
[0027]如图1所示，所述水箱2用于储水而向反应堆堆腔5提供注水。该水箱2的容积和储水量根据系统要求而设置。为将水箱2中的水注入至反应堆堆腔5内，所述水箱2通过注水管道4与反应堆堆腔5连接。具体地，在所述反应堆厂房6墙壁上设有安全贯穿件24，所述注水管道4的一端与所述水箱2连接，其另一端穿过所述安全贯穿件24而延伸至反应堆堆腔5内，从而使该注水管道4与反应堆堆腔5内部贯通。所述安全贯穿件24选用公知的安全贯穿件。
[0028]为实现注水管道4的注水控制，在所述注水管道4上设有控制部件。所述控制部件包括控制管道贯通的电动隔离阀、限制注水流量的限流件、防止管道中的水倒流的止回阀等。本实用新型的主要要点在于，通过在反应堆厂房外设置蓄压容器I和水箱2，利用蓄压容器I的为水箱2提供注水压力，从而使水箱2中的水注入至反应堆堆腔5内，以实现非能动注水控制，并通过设置旁路注入管道7以减少总的注水量，而所述控制部件的作用在于控制系统的注水启动，因此，其设置方式不局限于本实施例所述，本实施例以下所述的各控制部件的连接方式，仅为较佳的实施方案之一:
[0029]本实施例中，在所述注水管道4上依次设有第二电动隔离阀9、第一限流件10、第二止回阀14、第四电动隔离阀26、第一止回阀13及手动阀25。其中，所述第二电动隔离阀
9、第一限流件10、第二止回阀14、第四电动隔离阀26设于反应堆厂房6外，所述第一止回阀13及手动阀25设于反应堆厂房6内。
[0030]所述第二电动隔离阀