一种核反应堆非能动喷射注水系统及注水方法

本发明属于核反应堆注水领域，涉及一种核反应堆非能动喷射注水系统及注水方法。

背景技术：

1、目前存在的非能动冷却系统仍然存在不确定性，如非能动堆芯余热排出系统启动需要较长时间、关键参数波动较大、非能动换热稳定性较低等。因此，很有必要在对非能动安全系统继续探索和优化，以进一步提升非能动安全冷却系统的安全性和可靠性。

2、气液两相喷射器具有不需要外部动力进行驱动，直接通过蒸汽(气体)和水之间接触进行混合，装置形式简单，是一种非常可靠、高效的非能动安全注水装置。故而，基于两相喷射器建立非能动注水冷却系统，可以让非能动注水冷却系统快速投入并提高稳定性。

3、目前针对一回路失水破口事故，采用高位水箱重力注水方式实现压力容器注水冷却。针对一回路非失水破口事故，采用一回路或二回路非能动余热排出系统带出堆芯热量。根据两种相反事故类型采用不同事故应对策略，难以实现事故处置策略的统一，增加系统复杂性。

技术实现思路

1、本发明的目的在于解决现有技术中难以实现事故处置策略的统一，增加系统复杂性的问题，提供一种核反应堆非能动喷射注水系统及注水方法。

2、为达到上述目的，本发明采用以下技术方案予以实现：

3、本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水系统，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器及双向喷射器；

4、反应堆压力容器一回路的主管道冷段与二回路的主管道冷段，及蒸汽发生器的给水管道均与两相喷射器的给水出口相连；反应堆压力容器一回路的主管道热段连接有稳压装置，稳压装置的另一端与两相喷射器的气体入口相连。

5、优选地，所述稳压装置包括稳压罐和稳压器；

6、所述反应堆压力容器一回路的主管道热段与稳压器相连，稳压器的另一端与稳压罐相连，稳压罐的另一端与两相喷射器的入口相连。

7、优选地，稳压器与稳压罐之间，稳压罐与两相喷射器之间均设有隔离阀。

8、优选地，在反应堆压力容器一回路的主管道冷段、二回路的主管道冷段及蒸汽发生器的给水管道与两相喷射器的出口相连的管道上均设有隔离阀。

9、优选地，在蒸汽发生器的给水侧设有主给水隔离阀。

10、优选地，在蒸汽发生器的蒸汽侧设有主蒸汽隔离阀。

11、优选地，在蒸汽发生器的蒸汽侧与主蒸汽隔离阀之间设有大气释放阀。

12、优选地，所述两相喷射器采用射汽抽水式两相喷射器或射水抽汽式两相喷射器。

13、优选地，在两相喷射器的给水口连接有水箱。

14、本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水方法，包括如下步骤：

15、反应堆压力容器的一回路发生故障，对泄压装置泄压；两相喷射器向反应堆压力容器注水，根据反应堆压力容器高低水位控制两相喷射器的注水工作；

16、反应堆压力容器的二回路发生故障，对完好的蒸汽发生器泄压；两相喷射器向蒸汽发生器注水，根据蒸汽发生器高低水位控制两相喷射器的注水工作。

17、与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：

18、本发明提出的一种核反应堆非能动喷射注水系统，用于应对一回路破口事故，稳压装置中高压气体进入两相喷射器驱动水源向反应堆压力容器非能动注水并维持水位实现反应堆堆芯冷却；还用于应对一回路回路非破口、二回路丧失冷却事故，通过相同的非能动方式向蒸汽发生器注水并维持水位，带出反应堆堆芯余热，保证堆芯安全。对现有系统改造小、成本低，不影响现有系统正常运行。不依赖电源，操作简单，而且能够快速投入运行，并长期运行保证堆芯安全。

技术特征：

1.一种核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器及双向喷射器(10)；

2.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，所述稳压装置包括稳压罐(13)和稳压器(15)；

3.根据权利要求2所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，稳压器(15)与稳压罐(13)之间，稳压罐(13)与两相喷射器(10)之间均设有隔离阀。

4.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，在反应堆压力容器一回路的主管道冷段、二回路的主管道冷段及蒸汽发生器的给水管道与两相喷射器(10)的出口相连的管道上均设有隔离阀。

5.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，在蒸汽发生器的给水侧设有主给水隔离阀(16)。

6.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，在蒸汽发生器的蒸汽侧设有主蒸汽隔离阀(17)。

7.根据权利要求6所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，在蒸汽发生器的蒸汽侧与主蒸汽隔离阀(17)之间设有大气释放阀(18)。

8.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，所述两相喷射器(10)采用射汽抽水式两相喷射器或射水抽汽式两相喷射器。

9.根据权利要求1所述的核反应堆非能动喷射注水系统，其特征在于，在两相喷射器(10)的给水口连接有水箱(14)。

10.一种核反应堆非能动喷射注水方法，其特征在于，包括如下步骤：

技术总结
本发明公开了一种核反应堆非能动喷射注水系统及注水方法，属于核反应堆注水领域。用于应对一回路破口事故，稳压装置中高压气体进入两相喷射器驱动水源向反应堆压力容器非能动注水并维持水位实现反应堆堆芯冷却；还用于应对一回路非破口、二回路丧失冷却事故，通过相同的非能动方式向蒸汽发生器注水并维持水位，带出反应堆堆芯余热，保证堆芯安全。对现有系统改造小、成本低，不影响现有系统正常运行。不依赖电源，操作简单，而且能够快速投入运行，并长期运行保证堆芯安全。

技术研发人员：李伟,段倩妮,武俊梅,陈虹汐
受保护的技术使用者：西安交通大学
技术研发日：
技术公布日：2024/3/31