技术领域
[0001] 本
发明涉及一种非能动安注系统，具体而言，涉及一种用于核电站的非能动安注系统。
背景技术
[0002] 安全的核电是一种高
能源密度的清洁能源，对保护生态环境、调整能源结构和保障能源安全有重要的作用。然而一旦核电站出现安全问题，则对工作人员、周边居民以及生态环境等会带来巨大的威胁。为此核电站安全问题是人们应用核电时必须重点考虑的问题。目前核电站倾向于采用非能动安全技术处理事故。所谓非能动安全技术是指在发生事故情况下利用自然
力完成各种冷却功能，其中自然力可由重力、蓄压气体压力、自然循环产生的驱动力等来产生，无需
泵及外部电源。因此，在提高了核电站安全可靠性的同时大大简化了了核电站的安全系统。
[0003]
现有技术的核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆
堆芯应急冷却系统反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0004] 图1示出了当前非能动核电站的主回路系统。如图1所示，当前非能动核电站的主回路系统包括
蒸汽发生器6、U型管5、主回路系统冷段3、主回路系统热段4、主泵9、
反应堆压力容器2、位于
反应堆压力容器2内的反应堆堆芯1、
波动管10与稳压器11，其中U型管5设置在
蒸汽发生器6中，U型管出口端汇集到蒸汽发生器底部的冷腔室隔间7，冷腔室隔间7通过主泵9与主回路系统冷段3连通，主回路系统冷段3与反应堆压力容器2连通，反应堆压力容器2还与主回路系统热段4连通，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器11连通并通过蒸汽发生器底部的热腔室隔间8与U型管5的入口端连通，冷却剂通过主回路系统冷段3进入反应堆压力容器2，到达反应堆堆芯1的入口，在流经反应堆堆芯1时带走反应堆堆芯产生的核反应
能量，被加热的冷却剂（例如
温度为大约321℃）流经主回路系统热段4，到达蒸汽发生器底部的热腔室隔间8并进入U型管5的入口端，通过U型管5将热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却剂，U型管5内的冷却剂温度降低（例如冷却剂温度为280℃）并通过U型管的出口端汇集在蒸汽发生器底部冷腔室隔间7，冷腔室隔间内7的冷却剂通过主泵9泵入主回路系统冷段3，再次回到反应堆压力容器2，形成主回路系统的闭式冷却循环。图1中箭头F1为温度较低的冷却剂流向，箭头F2为温度较高的冷却剂流向。
[0005] 为了稳定主回路系统的压力，主回路系统热段4通过波动管10与稳压器11连通，稳压器11内为饱和液与
饱和蒸汽（例如为
冷却水的饱和液与饱和蒸汽），满足主回路系统的稳压要求。稳压器11用于将主回路系统的压力维持在正常运行的高压状态（如大约15.5MPa），使得在正常工作状态下的反应堆堆芯1反应期间，反应堆压力容器2内的冷却剂不会出现
沸腾。经反应堆堆芯1加热的冷却水在流经U型管5时，将热量传递给蒸汽发生器6内和U型管5外的冷却水，使得蒸汽发生器6中的冷却水
蒸发形成蒸汽，蒸汽发生器6中蒸汽通过主蒸汽管线12，通过常开的主蒸汽隔离
阀13被输送给蒸汽轮泵（图1中未示出），带动蒸汽轮泵发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为
电能。
[0006] 核电站发生完全断电的情况下，由于主蒸汽隔离阀13关闭，蒸汽发生器的二次侧（蒸汽发生器6内和U型管5外的空间）内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮泵（图1中未示出），蒸汽发生器的二次侧无法利用正常工作方式带走反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。此时，非能动核电站首先依靠主回路系统的自然循环，将一部分反应堆堆芯余热通过蒸汽发生器内的U型传
热管传递给蒸汽发生器二次侧，使得蒸汽发生器二次侧内存有的饱和冷却水不断吸热蒸发，导致蒸汽发生器二次侧内压力升高，当压力升高到蒸汽发生器二次侧
泄压阀设定的开启压力时（如7.8MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀开启，向
安全壳内排出高压蒸汽，给蒸汽发生器二次侧泄压，当压力降低至当蒸汽发生器二次侧泄压阀设定的关闭压力时（如7.6MPa），蒸汽发生器二次侧泄压阀关闭。蒸汽发生器二次侧泄压阀关闭后，蒸汽发生器二次侧由于U型管的持续换热吸收反应堆堆芯余热其内部压力重新升高，蒸汽发生器二次侧泄压阀如此往复开启关闭，排出蒸汽，直至蒸汽发生器二次侧液位降低至蒸汽发生器二次侧设定的低低液位。此时，如果无法继续带走反应堆堆芯余热，则将发生事故。
[0007] 因而，需要提供一种用于核电站的非能动安注系统，在蒸汽发生器二次侧液位降低到低低液位时，对其进行可靠的非能动补水，使得蒸汽发生器二次侧持续载出反应堆堆芯余热，降低反应堆堆芯裸露的
风险，延长事故后响应时间，提高核电站的安全裕量。
发明内容
[0008] 本发明的目的在于提供一种用于核电站的非能动安注系统，其能够在核电站完全断电的情况下利用非能动方式对
蒸发器二次侧持续进行补水，使得蒸汽发生器二次侧持续载出反应堆堆芯余热，避免发生事故。
[0009] 本发明的一个实施方案提供了一种用于核电站的非能动安注系统，核电站的主回路系统包括放置于安全壳内的蒸汽发生器和U型管，其中用于核电站的非能动安注系统包括安全壳内蓄水池、给水管、给水隔离阀、非能动安注汽轮泵、蒸发器二次侧的泄压阀、蒸汽排放管、安注管、冷却水以及安注隔离阀，安全壳内蓄水池的底部高于U形管的顶部，冷却水存放在安全壳内蓄水池内，安全壳内蓄水池通过给水管和设置在给水管上的给水隔离阀与非能动安注汽轮泵连通，非能动安注汽轮泵通过蒸汽排放管和设置在其上的蒸发器二次侧的泄压阀与蒸发器二次侧连通并通过安注管和设置在安注管上的安注隔离阀与蒸发器二次侧连通。
[0010] 根据本发明的上述一个实施方案提供的用于核电站的非能动安注系统，其中在发生事故时，蒸汽发生器二次侧的压力升高，蒸发器二次侧的泄压阀开启，通过蒸汽排放管排出蒸汽，排出的蒸汽带走反应堆堆芯的衰变热；排出的蒸汽被导入非能动安注汽轮泵，推动非能动安注汽轮泵，非能动安注汽轮泵将安全壳内蓄水池内的冷却水经由给水管和设置在给水管上的给水隔离阀并通过安注管和设置在安注管上的安注隔离阀泵送到蒸汽发生器二次侧进行补水，蒸汽发生器二次侧持续得到冷却水的补充，U形管保持被淹没；此时U形管内的一次侧热水被冷却，蒸汽发生器二次侧的冷却水则被加热至饱和并产生蒸汽，产生的蒸汽由蒸汽发生器二次侧的泄压阀排出，排出的蒸汽被导入非能动安注汽轮泵，推动非能动安注汽轮泵，非能动安注汽轮泵将安全壳内蓄水池内的冷却水则继续补充到蒸汽发生器内。
[0011] 根据本发明的上述一个实施方案提供的用于核电站的非能动安注系统，其中核电站包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，反应堆堆芯应急冷却系统用于在发生事故时带走主回路系统中反应堆堆芯残余裂变产生的反应堆堆芯余热。
[0012] 本发明的另一实施方案提供了一种用于核电站的非能动安注系统，核电站的主回路系统包括放置于安全壳内的蒸汽发生器和U型管，其中用于核电站的非能动安注系统包括安全壳内蓄水池、给水管、给水隔离阀、非能动安注射流泵、蒸发器二次侧的泄压阀、蒸汽排放管、安注管、冷却水以及安注隔离阀，安全壳内蓄水池的底部高于U形管的顶部，冷却水存放在安全壳内蓄水池内，安全壳内蓄水池通过给水管和设置在给水管上的给水隔离阀与非能动安注射流泵连通，非能动安注射流泵通过蒸汽排放管和设置在其上的蒸发器二次侧的泄压阀与蒸发器二次侧连通并通过安注管和设置在安注管上的安注隔离阀与蒸发器二次侧连通。
[0013] 根据本发明的另一实施方案提供的用于核电站的非能动安注系统，其中在发生事故时，蒸汽发生器二次侧的压力升高，蒸发器二次侧的泄压阀开启，通过蒸汽排放管排出蒸汽，排出的蒸汽带走反应堆堆芯的衰变热；排出的蒸汽被导入非能动安注射流泵，推动非能动安注射流泵，非能动安注射流泵将安全壳内蓄水池内的冷却水经由给水管和设置在给水管上的给水隔离阀并通过安注管和设置在安注管上的安注隔离阀泵送到蒸汽发生器二次侧进行补水，蒸汽发生器二次侧持续得到冷却水的补充，U形管保持被淹没；此时U形管内的一次侧热水被冷却，蒸汽发生器二次侧的冷却水则被加热至饱和并产生蒸汽，产生的蒸汽由蒸汽发生器二次侧的泄压阀排出，排出的蒸汽被导入非能动安注射流泵，推动非能动安注射流泵，非能动安注射流泵将安全壳内蓄水池内的冷却水则继续补充到蒸汽发生器内。
[0014] 根据本发明的用于核电站的非能动安注系统以非能动方式运行，始终确保蒸发器二次侧内液位保持在正常液位范围，使得U形管内的冷却剂被冷却，蒸发器二次侧内的饱和水加热蒸发产生的蒸汽由蒸发器二次侧的泄压阀排放到安全壳内，安全壳内蓄水池内的冷却水将继续补充到蒸汽发生器二次侧内，从而使得主回路系统中由反应堆堆芯产生的热量被持续带走，反应堆堆芯被持续冷却，保证了核电站的安全。
附图说明
[0015] 下面将结合附图来详细地论述发明的上述和其他方面，附图中：
[0016] 图1为现有技术的非能动核电站主回路系统简图。
[0017] 图2为根据本发明的用于核电站的非能动安注系统。
[0018] 部件标号及列表
[0019]1 反应堆堆芯
2 反应堆压力容器
3 主回路系统冷段
4 主回路系统热段
5 U型管
6 蒸汽发生器
7 蒸汽发生器冷腔室隔间
8 蒸汽发生器热腔室隔间
9 主泵
10 波动管
11 稳压器
12 主蒸汽管线
13 主蒸汽隔离阀
20 非能动安注汽轮泵
21 蒸发器二次侧的泄压阀
22 蒸汽排放管
23 安注隔离阀
24 安注管
25 给水管
26 安全壳内蓄水池
27 给水隔离阀
具体实施方式
[0020] 图1-2和以下说明描述了本发明的可选实施方式以教导本领域普通技术人员如何实施和再现本发明。为了教导本发明技术方案，已简化或省略了一些常规方面。本领域普通技术人员应该理解源自这些实施方式的变型或替换将落在本发明的保护范围内。本领域普通技术人员应该理解下述特征能够以各种方式组合以形成本发明的多个变型。由此，本发明并不局限于下述可选实施方式，而仅由
权利要求和它们的等同物限定。
[0021] 图2为根据本发明的用于核电站的非能动安注系统。根据本发明的用于核电站的非能动安注系统包括安全壳内蓄水池26、给水管25、给水隔离阀27、非能动安注汽轮泵20、蒸发器二次侧的泄压阀21、蒸汽排放管22、安注管24、冷却水以及安注隔离阀23。安全壳内蓄水池26的底部高于U形管5的顶部，冷却水存放在安全壳内蓄水池26内，安全壳内蓄水池26通过给水管25和设置在给水管25上的给水隔离阀27与非能动安注汽轮泵20连通，非能动安注汽轮泵20通过蒸汽排放管22和设置在其上的蒸发器二次侧的泄压阀21与蒸发器二次侧连通并通过安注管24和设置在安注管24上的安注隔离阀23与蒸发器二次侧连通。
[0022] 在正常运行工况，安注隔离阀23处于关闭
位置。在发生事故时，蒸汽发生器二次侧的压力升高，蒸发器二次侧的泄压阀21开启，通过蒸汽排放管22排出蒸汽，排出的蒸汽带走反应堆堆芯1的衰变热；排出的蒸汽被导入非能动安注汽轮泵20，推动非能动安注汽轮泵20，非能动安注汽轮泵20将安全壳内蓄水池26内的冷却水经由给水管25和设置在给水管25上的给水隔离阀27并通过安注管24和设置在安注管24上的安注隔离阀23泵送到蒸汽发生器二次侧进行补水，蒸汽发生器二次侧持续得到冷却水的补充，U形管5保持被淹没；此时U形管5内的一次侧热水被冷却，蒸汽发生器二次侧的冷却水则被加热至饱和并产生蒸汽，产生的蒸汽由蒸汽发生器二次侧的泄压阀21排出，排出的蒸汽被导入非能动安注汽轮泵20，推动非能动安注汽轮泵20，非能动安注汽轮泵20将安全壳内蓄水池26内的冷却水则继续补充到蒸汽发生器6内。位于反应堆压力容器2内的反应堆堆芯1产生的热量被持续带走，反应堆堆芯1持续冷却，保证了反应堆堆芯安全。
[0023] 在本发明的另一个
实施例中，与图2中提供的用于核电站的非能动安注系统不同在于，非能动安注射流泵20替换为非能动安注射流泵。在正常运行工况，安注隔离阀23处于关闭位置。在发生事故时，蒸汽发生器二次侧的压力升高，蒸发器二次侧的泄压阀21开启，通过蒸汽排放管22排出蒸汽，排出的蒸汽带走反应堆堆芯1的衰变热；排出的蒸汽被导入非能动安注射流泵，推动非能动安注射流泵，非能动安注射流泵将安全壳内蓄水池26内的冷却水经由给水管25和设置在给水管25上的给水隔离阀27并通过安注管24和设置在安注管24上的安注隔离阀23泵送到蒸汽发生器二次侧进行补水，蒸汽发生器二次侧持续得到冷却水的补充，U形管5保持被淹没；此时U形管5内的一次侧热水被冷却，蒸汽发生器二次侧的冷却水则被加热至饱和并产生蒸汽，产生的蒸汽由蒸汽发生器二次侧的泄压阀21排出，排出的蒸汽被导入非能动安注射流泵，推动非能动安注射流泵，非能动安注射流泵将安全壳内蓄水池26内的冷却水则继续补充到蒸汽发生器6内。位于反应堆压力容器2内的反应堆堆芯
1产生的热量被持续带走，反应堆堆芯1持续冷却，保证了反应堆堆芯安全。
[0024] 根据本发明的用于核电站的非能动安注系统以非能动方式运行，始终确保蒸发器二次侧内液位保持在正常液位范围，使得U形管内的冷却剂被冷却，蒸发器二次侧内的饱和水加热蒸发产生的蒸汽由蒸发器二次侧的泄压阀排放到安全壳内，安全壳内蓄水池内的冷却水将继续补充到蒸汽发生器二次侧内，从而使得主回路系统中由反应堆堆芯产生的热量被持续带走，反应堆堆芯被持续冷却，保证了核电站的安全。
