应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统的制作方法

专利名称:应对全厂断电和冷却剂流失事故(loca)的非能动高压安全注入箱系统的制作方法
技术领域：
本发明涉及一种核反应堆的应急堆芯冷却系统(ECCS, emergency core coolingsystem)的高压安全注入箱(HPSIT, high pressure safety injection tank)系统，当核反应堆系统处于低压(大约4.3Mpa)时以及当核反应堆系统处于高压(大约17Mpa)时，所述高压安全注入箱系统能够对核反应堆应急堆芯进行补给，而仅仅使用一个安全注入箱(SIT, safety injection tank),并且在所有站外和站内电源都丧失的“全厂断电(SB0,station blackout) ”事故中,所述高压安全注入箱系统使用由电池供应的应急电源驱动的阀，通过HPSIT实现了应急堆芯冷却剂的注入，简化了系统设计和事故管理，同时也降低了核反应堆发生事故的可能性。
背景技术：
图I是核反应堆的压水反应堆(PWR,pressured water reactor)类型的常规低压安全注入箱(LPSIT, low pressure safety injection tank)的概念图。图2不出堆芯补给箱(CMT，core makeup tank)和安全注入箱(SIT)的常规复合系统。图3示出没有充入用于大规模注入低压反应堆系统的气体的CMT的构造。
图4是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中反应堆过热问题的示图，图5是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中反应堆再次充入不足问题的示图，图6是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中低压条件下反应堆再次充入不足问题的示图。
参照附图，安装当前可用的PWR的SIT 4，从而通过对核反应堆系统迅速地再次充入高流量应急堆芯冷却剂，即，通过对冷却剂从中流出的降压核反应堆容器2再次充入高流量应急堆芯冷却剂，来应对当高流量核反应堆冷却剂立即泄漏时的假设大破口事故(LBA, large break accident)。
然而，如果由于事故，核反应堆被加压，则核反应堆系统的压力将升高而超过SIT4的运行压力(大约4.3Mpa)。于是，应急堆芯冷却剂不能被注入核反应堆系统。
同时，在包括应急柴油发电机(EDG)和替代交流电源(AAC)在内的核电站所有站内和站外电源都丧失的“全厂断电”事故中，配备在当前压力轻水反应堆(PLWR，pressurized light water reactor)中的SIT 4的注入线上的注入隔离阀未启动。
因此，在诸如“全厂断电”事故或反应堆增压等特定事故中，当前安装在压力轻水反应堆(PLWR)中的LPSIT 4不能持续地将应急堆芯冷却剂注入到核反应堆系统。
此外，美国专利No. 5，268，943 或 Nuclear Engineering and Design(核技术、与设计)，Vol. 186，pp. 279-301 的 Westinghouse AP600 反应堆系统或者 CARR(CP1300,NuREG-IA-0134)的堆芯补给箱(CMT) 3依靠核反应堆系统与CMT 3之间的压力均衡以注入冷却剂。S卩，由于CMT 3和核反应堆系统内的应急堆芯冷却剂之间的不同水位，通过利用重力驱动的压力来注入冷却剂，所以不能提供高流量的应急堆芯冷却剂以有效地再次充入反应堆容器2，导致堆芯的裸露及堆芯温度的迅速上升。
因此，Westinghouse AP600采用了 CMT 3和SIT 4组合使用的复合设计来分别覆
盖主要运行区域。
此外，在利用诸如AP600或CARR(CP1300)等构造的CMT 3中，如果反应堆系统处于高压，那么反应堆冷却剂系统(RCS)的高压(或加压器4的高压)被用于对CMT 3加压， 从而对反应堆的冷却剂补给，或者如果反应堆处于低压，那么SIT 4被用于注入应急堆芯冷却剂。
然而，上面说明的构造存在一些缺点。即，仅从CMT 3供给的注入量不足以满足低压下的反应堆系统的要求，同时低压下的SIT 4与反应堆系统之间存在相反的压力差，从而无法将应急堆芯冷却剂注入反应堆系统。
因此，只有通过组合，才能有效地使用CMT 3和SIT 4。S卩，在安全系统中，CMT 3和SIT 4不能彼此独立地使用。由于将氮充气压力设计应用到CMT 3受到限制，所以CMT3无法保证两个系统之间的压力差大到足以确保当反应堆系统处于低压时的高流量堆芯补给冷却剂。这是因为PWR的常规低压SIT 4未被设计成在高压下运行，S卩，大约4. 3Mpa以上。
图3示出其中省略氮充气压力设计的CMT系统构造的例子，包括通过从CMT唯一注入的低流量应急堆芯冷却剂的注入。在大破口事故中，由于压力安全壳的低压，反应堆系统的压力迅速下降，而导致CMT与反应堆系统之间极其微小的压力差。即，图3所示的CMT系统不能保证足够的压力差以引发较大流量应急堆芯冷却剂的注入。因此，图3所示的CMT构造是无法应用的，因为根据该设计，反应堆的堆芯温度将迅速上升而超过反应堆设计的可接受范围。
由于CMT 3采用了压力水头重力驱动注入的原理，其中反应堆系统与CMT 3之间的压力均衡并且利用这两个系统的水位差，所以应急堆芯冷却剂注入的流量在反应堆系统处于低压时与在反应堆系统处于高压时不会显著变化。
虽然在反应堆系统处于高压条件时，上述情况不会造成较大的问题，但是在特别情况下(例如，在反应堆迅速降压并且冷却剂被大量释放的大破口事故中)，会导致严重的堆芯加热和裸露，因为无法对反应堆迅速地进行再次充入。
图4示出上面说明的反应堆系统设计的堆芯的温度，基于利用解释码对反应堆的模仿大破口事故进行计算的结果。如果CMT设计被唯一地应用于ECCS，那么堆芯包壳温度远远超过核电站的可接受温度范围。
图5示出反应堆系统的降液管(DC)，其被CMT不足地充入。仅具有常规CMT的设计所显示的水位远远低于根据本发明实施例的高压安全注入箱(HPSIT)设计的DC的水位。
图6示出在大破口事故中，一方面充有氮的低压SIT与另一方面常规的CMT之间的应急堆芯冷却剂注入的流量比较。CMT具有显著更低流量的应急堆芯冷却剂注入到反应堆。即，未充入氮的SIT或者仅有常规的CMT不能保证足够流量的应急堆芯冷却剂注入而在发生大破口事故时再次充入反应堆。因此，不能满足核电站设计的需要。

发明内容
本发明构思的例示性实施例克服了上面描述的缺点以及上面未描述的其他缺点。此外，本发明构思不被要求克服上述缺点，并且本发明构思的例示性实施例可以不用克服上面描述的任何问题。
本发明的目的在于提供一种高压安全注入箱(HPSIT)系统，它通过使用唯一的安全注入箱(SIT)能够在高压和低压下进行再次充入过程以简化系统设计，并且它可以提供简化的事故缓解，它使用由电池供应的应急电源驱动的阀，从而即使在站外和站内电源都丧失的“全厂断电”事故中，所述HPSIT也能够注入应急堆芯冷却剂，从而降低反应堆发生事故的可能性。
为了实现本发明的上述目的，根据本发明实施例作为堆芯补给箱(CMT)和低压安 全注入箱(SIT)组合的替代者而提供的HPSIT系统包括反应堆应急堆芯冷却剂的注入系统，所述注入系统能够在低压注入模式和高压注入模式之间切换，而只使用一个SIT。此外，即使在由于故障造成的核电站所有站外和站内应急电源都丧失的“全厂断电”事故中，根据本发明实施例的HPSIT系统也能够使用可由电池供应的应急电源驱动的阀，由所述HPSIT注入应急堆芯冷却剂。
在一个实施例中，所述HPSIT可以包括安全注入箱(SIT)，低压(大约4. 3Mpa)氮被充入所述安全注入箱中并且应急堆芯冷却剂收容在所述安全注入箱中，所述安全注入箱通过应急冷却剂注入管连接到反应堆容器；加压器，高压(大约17Mpa)蒸汽收容在所述加压器中，并且用于排出高压蒸汽的安全阀管安装在所述加压器上；和选择性地打开和关闭的压力均衡管，所述压力均衡管与所述SIT的上部以及所述加压器的上部连接，以均衡处于高压的加压器与处于低压的SIT之间的压力。在对反应堆系统加压的事故中所述压力均衡管被打开，使所述SIT从低压(大约4. 3Mpa)条件转变到高压条件，从而将应急堆芯冷却剂引入所述反应堆容器。
在一个实施例中，所述HPSIT系统可以包括与所述SIT的上部以及所述安全阀管连接的氮气排气管，并且所述氮气排气管被构造成当所述加压器的高压蒸汽被引入所述安全注入箱时选择性地排放氮气。
根据各个实施例，有利的是，所述HPSIT系统提供了一种将在高压条件下有效的CMT的功能与在低压条件下有效的SIT的功能组合在一起的复合功能。
也就是说，与依据系统是否处于低压(大约4. 3Mpa)或高压(大约17Mpa)而独立运行低压安全注入箱或堆芯补给箱的常规系统(例如AP600或CP1300)不同，根据本发明的实施例，仅仅通过使用SIT就能够既在高压条件下又在低压条件下对反应堆系统再次充入应急堆芯冷却剂，从而提供了简化的系统设计和对应急事故的简化缓解，同时也降低了反应堆发生事故的可能性。
此外，在一个实施例中，由于通过单独的电池电源打开和关闭电动阀，所以即使在所有站外和站内电源都丧失的“全厂断电”事故中，也可以操作所有阀。

[0029]参照附图，通过描述某些例示性实施例，可以更清楚地理解上述和/或本文所描述的其他方面，其中
图I是常规低压安全注入箱(LPSIT)的概念图；
图2示出常规堆芯补给箱(CMT)和安全注入箱(SIT)的构造；
图3示出没有充入用于大规模注入低压反应堆系统的气体的CMT的构造；
图4是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中反应堆过热问题的示图；
图5是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中反应堆再次充入不足问题的示图；图6是显示在仅使用未充气的CMT的常规构造中发生的大破口事故中低压条件下反应堆再次充入不足问题的示图；
图7示出根据本发明实施例的HPSIT系统的构造；
图8和图9示出根据本发明实施例的加有氮气排气管的图7所示的HPSIT系统；
图10示出额外地配备有由电池供应的应急电源所驱动的电动阀的图9所示的HPSIT系统；
图11是显示在“全厂断电”事故中由于来自加压器的高压，SIT从低压条件迅速瞬变到高压条件的示图；
图12是显示在“全厂断电”事故中取决于HPSIT系统的运行，反应堆系统的可再充入能力的比较示图；
图13是显示在所有站外和站内电源都丧失的“全厂断电”事故中取决于HPSIT系统的运行，堆芯加热防止性能的比较示图；以及
图14是显示根据本发明实施例的加有氮气排气管的有效性的示图。
具体实施方式
参照附图，通过下面对本发明优选实施例的详细描述，将更清楚地理解本发明的特征和优点。首先，需要注意的是，基于发明人可以适宜地定义最能描述其发明的术语概念的原则，本文使用的术语或措词应该被解释为与本发明的技术精神相应的含义或概念。此夕卜，应该理解的是，可以省略对有关本发明的公知功能和结构的详细描述，从而避免对本发明的要点产生不必要的费解。
在一个实施例中，能够转移到高压条件的一个安全注入箱(SIT)被设置为堆芯补给箱(CMT)和低压SIT的替代者，由此可以在低压和高压条件下将应急堆芯冷却剂注入核反应堆系统。
图7示出根据本发明实施例的HPSIT系统的构造，图8和图9示出根据本发明实施例的加有氮气排气管的图7所示的HPSIT系统，图10示出额外地配备有由电池供应的应急电源所驱动的电动阀的图9所示的HPSIT系统。
参照附图，根据本发明实施例的HPSIT系统包括安全注入箱(SIT)40，应急堆芯冷却剂40a收容在安全注入箱(SIT) 40中；加压器(PZR) 60，高压蒸汽60a收容在加压器60中；以及与SIT 40和加压器60连接的压力均衡管44。
SIT 40可以被构造成使得低压(大约4. 3Mpa)氮被充入其中，并且应急堆芯冷却剂40a也被收容在其中。此外，SIT 40可以通过应急冷却剂注入管42连接到核反应堆系统，即，连接到反应堆容器20。因此，应急堆芯冷却剂40a通过应急冷却剂注入管42注入反应堆容器20中，即，注入反应堆系统中。选择性地打开和关闭的注入隔离阀42a可以安装在应急冷却剂注入管42上。
此外，加压器60可以被构造成使得高压蒸汽60a收容在其中。
压力均衡管44可以连接到SIT 40的上部以及加压器 60的上部，以均衡高压加压器60与低压SIT 40之间的压力。选择性地打开和关闭的压力均衡阀44a可以安装在压力均衡管44上。
在一个实施例中，通过打开压力均衡管44，将SIT 40转变到高压模式，以允许应急堆芯冷却剂40a被注入高压反应堆容器20。
具体而言，SIT 40和加压器60彼此连接，使得即使在加压器60的安全阀运行的高压操作下，反应堆容器20也可以保持在允许来自SIT 40的应急堆芯冷却剂40a被注入反应堆容器20的压力下，这是因为加压器60的高压蒸汽被注入处于低压条件下的SIT 40。
参照图8和图9所示的实施例，可以额外地设置与SIT 40的上部以及安全阀管62连接的氮气排气管46，从而当加压器60的高压蒸汽60a被引入SIT 40时允许氮气被选择性地释放。选择性地打开和关闭的氮气排放隔离阀46a可以安装在氮气排气管46上。
如图14所示，如果额外地提供氮气，那么高压SIT 40的氮气排气管46进入加压器60的安全阀的氮气量比从加压器60进入高压SIT 40的压力均衡管44的氮气量相对更高。因此，如图14所示，如果额外地设置氮气排气管，那么蒸汽主要从加压器60流向高压SIT 40，同时来自加压器60的氮气主要通过氮气排气管46从高压SIT 40逃逸到加压器安全阀管62。
在压力均衡管44的压力均衡阀44a被埋没的起始状态中，加压器60和SIT 40之间存在相当高的压力差。即，加压器60的压力(P。)比SIT40的氮压力(P2)高很多。
然后，随着压力均衡阀44a的打开，加压器60的高压蒸汽被注入SIT 40的氮气部分，结果，消除了这两个系统之间的压力差。
存在的优点是，当蒸汽被引入氮气时所引起的热冲击明显小于当蒸汽被引入冷水时所引起的蒸发-冷凝压力波动。
此外，在加压器60的安全阀打开以释放蒸汽的情况下，由于蒸汽流向加压器60的安全阀管62的速度，静压力(P1)低于加压器60的压力(P。)或低于SIT 40的氮气所处的压力(P2)。
在这种情况下，压力梯度沿着从SIT 40的氮气排气管46流向加压器60的安全阀管62的方向形成，使得氮气从SIT 40通过加压器60的安全阀管62排放，并且SIT 40的氮气部分被充入蒸汽以保持与反应堆系统相同的压力。
如上面所说明的，由于在低压运行下SIT 40利用所充入氮气的压力将高流量的应急堆芯冷却剂40a注入反应堆，同时在高压运行下利用压力均衡管44的压力均衡阀44a和应急冷却剂注入管42的注入隔离阀42a的打开来进行高压注入，因而可以使用SIT 40而不考虑反应堆系统是否处于低压条件或高压条件。
同时，即使在包括应急柴油发电机在内的站外和站内电源都丧失的“全厂断电”事故中，通过利用注入隔离阀42a、压力均衡阀44a和氮气排放隔离阀46a等电动阀，使得在事故中利用单独的电池电源就可以打开和关闭这些阀，因而上述实施例允许SIT 40注入应急堆芯冷却剂40a。
因此，注入隔离阀42a、压力均衡阀44a和氮气排放隔离阀46a均可以由相应电池所提供的电源来驱动。因此，阀42a、44a、46a可以由相应的电源独立地驱动。
在常规的电源设计中(电力仅从站内和站外电源以及应急柴油发电机提供)，在“全厂断电”事故中，SIT 40的注入隔离阀42a不运行，导致通过SIT 40对应急堆芯冷却剂40a的补给失败。
然而，根据本发明的实施例，即使在所有站外和站内电源都丧失的事故中，利用电池所提供的电量，也可以打开和关闭各个阀。
参照图11 13所示的示图，下面将说明在“全厂断电”事故中本发明实施例与现有技术之间的区别。
图11是显示由于“全厂断电”事故的发生加压器60的高压使SIT 40从低压条件迅速转变的示图。图12是显示当设置两个系统之间的压力差从而在利用两个系统之间水位差的压力水头重力驱动来保持加压器的安全阀打开的高压条件下允许SIT 40的应急堆芯冷却剂被引入反应堆系统时，反应堆系统的降液管(DC)的补给水位的比较示图。图13是显示在“全厂断电”事故中当SIT运行时与当SIT未运行时，反应堆系统的堆芯的核燃料包壳温度的比较示图。
参照图11 13，各曲线分别表示在SIT的运行过程中SIT的压力、降液管(DC)的水位及核燃料包壳的温度，以及当应急堆芯冷却剂未注入时加压器的压力、降液管的水位及核燃料包壳的温度。
随着通过加压器的安全阀(PSV)释放阀杆，降液管的水位在大约4000 6000秒内迅速持续下降。然而，由于通过SIT的重力驱动注入使应急堆芯冷却剂被持续注入大约28000秒，因此，即使仅利用SIT，反应堆就可以保持在高温及稳定条件下，而无需应急堆芯冷却剂的单独补给。
如果SIT未运行，那么包壳的温度在大约4000 6000秒内迅速上升，但是经过大约28000秒的时间直到通过SIT的重力驱动注入使应急堆芯冷却剂被持续注入时，堆芯可被稳定地保持而不会经历较大的温度上升。
如上面结合实施例所说明的，因为压力均衡管44以及选择性地打开和关闭的压力均衡阀44a被设置为与SIT 40的上部以及加压器60的上部连接以保持高压加压器60和低压SIT 40之间的压力均衡，所以通过重力驱动注入，即使在高压事故中，应急堆芯冷却剂40a也可以被再次充入反应堆系统。因此，本发明的实施例可以解决常规例子的技术限制，即，由于在反应堆系统被加压的事故中相反压力差使得PLWR的低压SIT不能将应急堆芯冷却剂充入反应堆系统。
此外，由于氮气排气管46被设置为与SIT 40的上部以及加压器60的安全阀管62连接以当加压器60的高压蒸汽60a被引入SIT 40时允许氮 气被选择性地排放并且在低压事故中向反应堆供应高流量的补给冷却剂，因此常规系统的问题得到解决，例如利用基于各系统之间的简单水位差的重力驱动注入的AP600的CMT系统，S卩，低压反应堆系统的低效率补给问题得到解决。
因此，根据本发明实施例的高压HPSIT系统具有将在高压条件下有效的CMT的功能与在低压条件下有效的SIT的功能组合的复合功能。即，与分别在低压和高压运行中具有独立反应堆堆芯应急补给功能的AP600或CP1300的常规CMT系统不同，只需一个SIT就能够既在高压条件下又在低压条件下进行反应堆堆芯应急补给。因此，可以获得简化的系统设计和简化的事故缓解，此外，可以降低反应堆发生事故的可能性。
此外，本发明的实施例利用了在“全厂断电”中通过单独的电池电源而打开和关闭的注入隔离阀42a、压力均衡阀44a和氮气排放隔离阀46a等电动阀，从而使上述所有阀42a、44a、46a即使在站外和站内电源都丧失的事故中也能够运行。因此,本发明的实施例解决了现有技术的限制，即，在所有站外和站内电源都丧失的“全厂断电”事故中SIT不能将应急堆芯冷却剂充入反应堆系统并且阀无法启动。
前述的例示性实施例和优点仅仅是说明性的，不被解释为限制本发明。可以容易地将本发明的教导应用到其他类型的装置中。此外，对本发明构思的例示性实施例的描述是示意性的，不用于限制权利要求
的范围，本领域技术人员显然可以做出各种替代、修改和
变型。
权利要求
1.一种高压安全注入箱系统，它包括替代堆芯补给箱和低压安全注入箱的安全注入箱，所述安全注入箱能够转变到高压运行模式并在高压运行模式下运行，从而在低压条件和高压条件下将应急堆芯冷却剂注入反应堆系统，并且在由于故障造成的包括应急发电机在内的核电站站外和站内电源都丧失的全厂断电事故中运行由电池供应的应急电源驱动的阀，由此能够将应急堆芯冷却剂注入反应堆系统。
2.—种高压安全注入箱系统,它包括安全注入箱，低压氮被充入所述安全注入箱中并且应急堆芯冷却剂收容在所述安全注入箱中，所述安全注入箱通过应急冷却剂注入管连接到反应堆容器；加压器，高压蒸汽收容在所述加压器中，并且用于排出高压蒸汽的安全阀管安装在所述加压器上；和 选择性地打开和关闭的压力均衡管，所述压力均衡管与所述安全注入箱的上部以及所述加压器的上部连接，以均衡处于高压的加压器与处于低压的安全注入箱之间的压力，其中在对反应堆系统加压的事故中所述压力均衡管被打开，使所述安全注入箱转变到高压条件，从而将应急堆芯冷却剂引入所述反应堆容器。
3.根据权利要求
2所述的高压安全注入箱系统，还包括与所述安全注入箱的上部以及所述安全阀管连接的氮气排气管，并且所述氮气排气管被构造成当所述加压器的高压蒸汽被弓I入所述安全注入箱时选择性地排放氮气。
4.根据权利要求
3所述的高压安全注入箱系统，还包括安装在所述应急冷却剂注入管上的注入隔离阀、安装在所述压力均衡管上的压力均衡阀以及安装在所述氮气排气管上的氮气排放隔离阀，其中所述注入隔离阀、所述压力均衡阀和所述氮气排放隔离阀使用电动阀，使得在站外和站内电源都丧失的全厂断电中，能够通过单独的电池电源打开和关闭所述注入隔离阀、所述压力均衡阀和所述氮气排放隔离阀。
专利摘要
本发明公开了一种应对全厂断电和冷却剂流失事故(LOCA)的非能动高压安全注入箱(HPSIT)系统，它包括替代堆芯补给箱(CMT)和低压(大约4.3MPa以下)安全注入箱(SIT)的一个安全注入箱(SIT)，所述安全注入箱能够转变到高压(大约17MPa)运行模式并在高压运行模式下运行，从而能够既在低压(大约4.3MPa以下)又在高压(大约17MPa)下将应急堆芯冷却剂注入反应堆系统。
文档编号G21C15/18GKCN102737739SQ201110213057
公开日2012年10月17日 申请日期2011年7月28日
发明者宋哲和, 权泰纯, 白源弼, 鱼东镇 申请人:韩国原子力研究院, 韩国水力原子力株式会社