本发明属于核电站反应堆的安全系统设计技术领域，具体涉及一种小型模块化反应堆的非能动自充压堆芯补水系统。
背景技术：
压水堆的专设安全系统，从二代电站的能动系统逐渐转向三代电站的非能动系统。能动的安全系统是有源系统，其运行需要电源和泵提供动力；非能动安全系统的运行依靠自然循环或重力驱动等措施，不需要外部动力。典型的非能动安全系统，比如AP1000核电厂，包括非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统。其中非能动安注系统由高压安注、中压安注和低压安注组成。高压安注是两个与冷却剂回路连通的高压补水箱，事故初期通过重力将冷却水注入堆芯；中压安注是两个氮气预充压的安注箱，当冷却剂压力低于5MPa时，通过氮气膨胀压力将冷却水注入堆芯；低压安注指当冷却剂压力降至接近安全壳内压力时，换料水箱中的冷却水通过重力注入堆芯，实现长期冷却。AP1000的堆芯安注系统需要自动降压系统配合，实现预设地快速地堆芯降压功能，从而在高压安注和中压安注的冷却水耗尽之前，低压安注能够及时启动，保证堆芯冷却的长效性。小型模块化反应堆（SMR）将蒸汽发生器、稳压器、甚至控制棒驱动机构等设备置于压力容器内，形成一体化的反应堆本体结构。SMR在安全特性上，一方面去除了冷却剂系统管道，消除了由于大管道双端断裂造成的大破口失水事故；另一方面压力容器内水装量相对较多，因此即使发生破口事故，也能在前期保证堆芯淹没。所以小型模块化反应堆的专设安全系统与大型堆有一定的 区别。西屋公司早期提出的IRIS反应堆，缓解小破口失水事故的措施如下：事故早期利用非能动紧急排热系统（EHRS）将堆芯产生的蒸汽冷却成水，在迅速降低一次侧压力的同时减少了冷却剂丧失；当冷却剂装量下降到一定程度时，利用自动卸压系统为压力容器降压；当冷却剂压力与小型安全壳内压力接近平衡时，利用安全壳内的抑压水箱通过重力注射为堆芯提供长期冷却水源。韩国KAERI提出的SMART反应堆，其专设安全系统混合采用能动系统和非能动系统。当发生小破口失水事故时，非能动余热排出系统（PRHRS）通过自然循环带走部分堆芯热量，能动的安全注入系统汲取换料水箱中的水，为堆芯提供长期冷却水源。巴威公司开发的mPower反应堆，缓解小破口失水事故的措施与IRIS相似，即既利用非能动的应急冷凝换热器排出堆芯衰变热，又利用自动卸压系统为压力容器卸压。最后小型安全壳内的水箱通过重力注射为堆芯提供长期冷却水源。西屋公司近期开发的W-SMR反应堆，其缓解小破口失水事故的措施如下：事故早期，一方面由二次侧蒸汽旁排带出衰变热，另一方面与冷却剂连通的堆芯补水箱（CMT）通过重力向堆芯补水。当冷却剂压力下降到一定程度时，自动卸压系统启动，为压力容器卸压。最后压力容器内外压力平衡后，小型安全壳内的水箱通过重力注射为堆芯提供长期冷却水源。专利（专利号：201210050421.6，核反应堆的非能动安全注射系统）提供了一种以高压安全壳和低压安注为主要特征的堆芯补水系统。具体地说，当发生小破口事故时，事故前期通过其它手段或者仅依靠压力容器内水装量来保证堆芯淹没；当冷却剂液位降到一定程度时，开启自动降压系统；当压力容器内外压力平衡后，安全壳内水池通过重力注射为堆芯提供长期冷却水源。以上介绍粗略地阐述了目前小型模块化反应堆所采用的堆芯补水概念或方案。上述方案各有利弊，具体地说：1.IRIS、mPower和专利（专利号：201210050421.6）所提出的补水方案中，真正向堆芯注入冷却水是在冷却剂压力和安全壳内压力达到平衡之后。在此之前为保证堆芯冷却，必须提供其它的冷却手段，一般利用换热器带走冷却剂热量。2.专利（专利号：201210050421.6）所提出的补水方案中要求安全壳承受一定程度的压力，这对安全壳设计和用材提出了较高要求。3.W-SMR设置了堆芯补水箱CMT，以实现事故初期向堆芯补水。堆芯补水箱由于与冷却剂连通，因此是承高压设备，且占据安全壳内空间。
技术实现要素：
本发明根据小型模块化反应堆的安全特性，设计了一种自充压堆芯补水系统，该系统可降低对其它堆芯冷却手段的要求，减少承高压设备的数目，有效利用安全壳内空间，以简单的原理、小型的设备、较低的承压要求有效缓解小破口失水事故。为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：一种自充压堆芯补水系统，该系统包括安全壳和设置于其中的反应堆压力容器、电磁阀、降压/充压管线、安全阀、自充压补水箱、喷洒器、换料水箱、换料水箱止回阀、补水箱止回阀、共用安注管线；所述换料水箱与安全壳大气连通；所述反应堆压力容器顶部空间通过降压/充压管线与喷洒器连接，在降压/充压管线上设置有电磁阀，喷洒器位于自充压补水箱下部水中，自充压补水箱上部充有氮气；自充压补水箱设置有安全阀；自充压补水箱位于换料水箱中，换 料水箱中充有水；自充压补水箱的底部通过共用安注管线与反应堆压力容器下部连接，该段管路上设置有补水箱止回阀；换料水箱的底部通过共用安注管线与反应堆压力容器下部连接，该段管路上设置有换料水箱止回阀。所述自充压补水箱是一个处于常温常压的密闭容器，里面大部分装满冷却水，上部空间充有氮气。所述电磁阀在事故发生后反应堆压力容器内冷却剂压力达到整定值时打开，通过降压/充压管线将反应堆压力容器和自充压补水箱连通。所述自充压补水箱开始充压和向反应堆压力容器注射时，利用换料水箱内的水给自充压补水箱通过壁面进行冷却。所述换料水箱与安全壳大气连通，当反应堆压力容器内压力和安全壳内大气压力接近平衡时，换料水箱中的水利用重力压差向反应堆压力容器注水。所述自充压补水箱和换料水箱共用一根安注管线。本发明所取得的有益效果为：本发明所述一种自充压堆芯补水系统，能够有效缓解小型模块化反应堆的小破口失水事故，去除了大型非能动电站的高压安注和中压安注系统，在事故缓解过程中不需要其它衰变热排出手段介入，系统简单，设备体积小、承压低、安全壳峰值压力低，占据安全壳空间少，且没有额外增加其它事故发生的概率；本发明所述一种自充压堆芯补水系统主要包含一个自充压的补水箱，在破口事故发生后，自充压补水箱与反应堆压力容器连通，在反应堆压力容器降压的同时，自充压补水箱充压，两者平衡后，自充压补水箱利用重力压差向堆芯注射冷却水。该堆芯补水系统具有以下特点：（1）系统空闲时，自充压补水箱及其管道处于常温常压状态；（2）反应堆压力容器与自充压补水箱之间的压力平衡在事故发生后建立；（3）电磁阀给反应堆压力容器卸压的同时，给自充压补水箱充压；（4）自充压补水箱承压低（小于4MPa），容积小（小于10m3）；（5）自充压补水箱置于换料水箱内，共用安注管线，既减少了管线数量，也降低了安注管线发生破口的概率；（6）不需要大型非能动核电站的高压安注和预充压的中压安注；（7）安全壳承受的峰值压力属于低压（小于0.5MPa）。附图说明图1为本发明所述一种自充压堆芯补水系统结构图；图中：1、反应堆压力容器；2、电磁阀；3、降压/充压管线；4、安全阀；5、自充压补水箱；6、喷洒器；7、换料水箱；8、换料水箱止回阀；9、补水箱止回阀；10、共用安注管线；11、安全壳。具体实施方式下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。如图1所示，本发明所述一种自充压堆芯补水系统包括安全壳11和设置于其中的反应堆压力容器1、电磁阀2、降压/充压管线3、安全阀4、自充压补水箱5、喷洒器6、换料水箱7、换料水箱止回阀8、补水箱止回阀9、共用安注管线10；所述换料水箱7与安全壳11大气连通；所述反应堆压力容器1顶部空间通过降压/充压管线3与喷洒器6连接，在降压/充压管线3上设置有电磁阀2，喷洒器6位于自充压补水箱5下部水中，自充压补水箱5上部充有氮气；自充压补水箱5设置有安全阀4；自充压补水箱5位于换料水箱7中，换料水箱7中充有水；自充压补水箱5的底部通过共用安注管线10与反应堆压力容器1下部连接，该段管路上设置有补水箱止回阀9；换料水箱7的底部通过共用安注管线10与反应堆压力容器1下部连接，该段管 路上设置有换料水箱止回阀8；所述自充压补水箱5是一个处于常温常压的密闭容器，里面大部分装满冷却水，上部空间充有氮气。充氮气是为了缓解冷却水热胀冷缩造成的压力波动，同时保证冷却水水质。自充压补水箱5设置安全阀4的目的是避免升压过程中压力过高造成对箱体的破坏；所述电磁阀2在事故发生后反应堆压力容器1内冷却剂压力达到整定值时打开，通过降压/充压管线3将反应堆压力容器1和自充压补水箱5连通。这样一方面反应堆压力容器1内冷却剂流出，实现降压；另一方面来自反应堆压力容器1的高温水汽进入自充压补水箱5，使箱体升压；所述降压/充压管线3末端的喷洒器6伸入自充压补水箱5的水空间，这样缓冲了自充压补水箱5的升压过程，使降压/升压过程较为平缓地进行；所述自充压补水箱5置于换料水箱7内，一方面节省了安全壳11内空间，另一方面当自充压补水箱5开始充压和向反应堆压力容器1注射时，可利用换料水箱7内的水给自充压补水箱5通过壁面进行冷却；所述换料水箱7是一个与安全壳11大气连通的容器，当反应堆压力容器1内压力和安全壳11内大气压力接近平衡时，换料水箱7中的水利用重力压差向反应堆压力容器1注水；所述自充压补水箱5和换料水箱7共用一根共用安注管线10，既减少了管线数量，也降低了安注管线发生破口的概率；当反应堆发生小破口失水事故后，反应堆压力容器1内的冷却剂通过破口喷放至安全壳11内部，反应堆压力容器1内的液位降低、压力降低，安全壳11内的压力升高；当反应堆压力容器1的压力降到一定程度时（如4MPa），触发电磁阀2的 开启信号；电磁阀2的开启不依赖于外部电源；汽态（可能有部分液态）的冷却剂通过降压/充压管线3由喷洒器6喷洒至自充压补水箱5的水空间内；反应堆压力容器1进一步降压；自充压补水箱5内由于高温汽水注入快速升压。将反应堆压力容器1内压力和自充压补水箱5内压力达到基本平衡时（如3MPa），自充压补水箱5中的冷却水利用重力压差通过共用安注管线10注入到反应堆压力容器1内，为堆芯提供一定时间（比如2000秒）的冷却水，保证堆芯淹没。随着破口喷放和自充压补水箱5注水的继续进行，安全壳11内大气压力逐渐升高。在自充压补水箱5冷却水耗尽之前，反应堆压力容器1和安全壳11实现压力平衡（比如0.4MPa）。此时，换料水箱7中的冷却水利用重力压差通过安注管线10注入到反应堆压力容器1内，为堆芯提供较长时间的冷却水。堆芯的长期冷却依靠安全壳11外部冷却设施和冷凝水收集设施来实现。这部分非本发明的内容，而是反应堆专设安全系统的一般性设施。综上，当破口发生时，前期注水系统不动作；当冷却剂压力降到一定程度时，使反应堆压力容器1与自充压补水箱5连通，自充压补水箱5给堆芯补水；自充压补水箱5的补水过程一直延续到换料水箱7开始注水为止。