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基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站.pdf

摘要
申请专利号:

CN201410105700.7

申请日:

2014.03.20

公开号:

太阳城集团CN103985422A

公开日:

2014.08.13

当前法律状态:

授权

有效性:

有权

法律详情: 授权|||著录事项变更IPC(主分类):G21C 15/14变更事项:发明人变更前:罗琦 吴琳 张森如 刘昌文 李海颖 曹锐 冷贵君 蒲小芬 张富源 王华金 曾忠秀 钟元章 李庆 康志彬 卢毅力 李兰 汤华鹏变更后:吴琳 张森如 罗琦 刘昌文 李海颖 曹锐 冷贵君 蒲小芬 张富源 王华金 曾忠秀 钟元章 李庆 康志彬 卢毅力 李兰 汤华鹏|||实质审查的生效IPC(主分类):G21C 15/14申请日:20140320|||公开
IPC分类号: G21C15/14; G21C15/18; G21C7/36; G21C9/004; G21C17/108; G21C17/035 主分类号: G21C15/14
申请人: 中国核动力研究设计院
发明人: 罗琦; 吴琳; 张森如; 刘昌文; 李海颖; 曹锐; 冷贵君; 蒲小芬; 张富源; 王华金; 曾忠秀; 钟元章; 李庆; 康志彬; 卢毅力; 李兰; 汤华鹏
地址: 610041 四川省成都市成都市436信箱太阳城集团中心
优先权:
专利代理机构: 核工业专利中心 11007 代理人: 李臻洋
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法律状态
申请(专利)号:

CN201410105700.7

授权太阳城集团号:

|||||||||

法律状态太阳城集团日:

2017.03.01|||2017.01.18|||2014.09.10|||2014.08.13

法律状态类型:

授权|||著录事项变更|||实质审查的生效|||公开

摘要

本发明涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,其特征在于:包括核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱。还涉及一种核电站,采用上述基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统;其机组功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速度为0.3g,安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。本发明具有缓解与预防严重事故功能,堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器,拥有结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统。

权利要求书

权利要求书
1.  一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,其特征在于:所述核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;
所述反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱以及连接反应堆压力容器的冷却剂入口和出口的主管道;所述主管道包括冷段、热段和过渡段,所述热段连接到蒸汽发生器一次侧入口,所述蒸汽发生器一次侧出口与过渡段管路一端连接,所述过渡段的另一端与冷段连通,从而形成反应堆一回路;所述稳压器下端通过波动管连接到热段上;所述过渡段和波动管上均设置有LBB泄漏检测器。

2.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述反应堆冷却剂系统还包括主泵、卸压箱;
所述主泵设置于所述冷段上;在所述主泵的入口和出口间设置有测压装置;该稳压器顶部设有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通过第一卸压管路与卸压主管道一端连接;所述卸压主管路另一端与卸压箱部连通;所述第二安全管嘴通过第二卸压管路连接到卸压主管路上;所述第二卸压管路上设置有稳压器安全阀;所述第一卸压管路与卸压主管道连接处设置有快速卸压阀,该快速泄压阀与所述第一安全管嘴间的第一卸压管路上设置有控制流量的阀门;所述反应堆压力容器顶部通过压力容器顶部排气管路连接到所述卸压主管路上;所述压力容器顶部排气管路上设置若干串联的排气阀。

3.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述反应堆压力容器容积为50~80m3。

4.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述177个燃料组件布置成15行、15列的堆芯;每个核燃料组件 为正方形燃料组件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒导向管和1根测量仪表管。

5.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述核反应堆堆芯热工裕量大于15%;首循环换料周期为18~24个月。

6.  按照权利要求5所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:反应堆堆芯首循环中,所述177个核燃料组件中包括若干个可燃毒物燃料组件,所述可燃毒物燃料组件中包括若干根可燃毒物燃料棒,所述可燃毒物燃料棒中包括若干个可燃毒物燃料芯块,所述可燃毒物燃料芯块由Gd2O3与UO2混合并烧结形成。

7.  按照权利要求6所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述可燃毒物燃料芯块中Gd2O3的重量百分比为2%~10%。

8.  按照权利要求2所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道设计寿命为60年。

9.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述反应堆压力容器顶部还设置有带防飞射物屏蔽钢板和吊装围筒的一体化堆顶系统。

10.  按照权利要求1所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:还包括能动加非能动热量排出系统,该能动加非能动热量排出系统包括能动系统和非能动系统,所述能动系统包括安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、蒸汽发生器辅助给水系统;所述非能动系统包括高位安注系统、非能动堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统、二次侧非能动 余热排出系统;所述安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、高位安注系统、非能动堆腔注水系统均通过管路与反应堆一回路连通;所述蒸汽发生器辅助给水系统、二次侧非能动余热排出系统均通过管路与反应堆二回路连通;非能动安全壳热量导出系统设置在安全壳上部。

11.  按照权利要求10所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述安全注入系统包括第一水源和第一能动管路,所述第一能动管路一端与第一水源连接另一端连接到反应堆一回路上。

12.  按照权利要求11所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述能动堆腔注水系统包括第二水源、一端与第二水源连接另一端连接到反应堆堆腔底部的、一端连接外部消防水源另一端连接到第二能动管路上的消防水管。

13.  按照权利要求12所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述安全喷淋系统包括第三水源、设置在安全壳内顶部的环形喷淋管、一端与第三水源连接另一端与该环形喷淋管连接的喷淋管路。

14.  按照权利要求13所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述蒸汽发生器辅助给水系统包括第四水源、一端与第四水源连接另一端连接到反应堆二回路的主给水管道上的第三能动管路。

15.  按照权利要求10所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述高位安注系统包括设置在高于反应堆一回路位置的安注箱、一端与安注箱底部连接另一端与反应堆一回路冷段连接的第一非能动管路。

16.  按照权利要求10所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述非能动堆腔注水系统包括设置在高于反应堆堆芯位置的非能动堆腔注水箱、一端与非能动堆腔注水箱连接另一端连接到反应堆堆腔底部的 第二非能动管路。

17.  按照权利要求10所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述非能动安全壳热量导出系统包括第一换热水箱、设置在安全壳内的第二换热器,所述第二换热器通过管路与第一换热水箱连通。

18.  按照权利要求10所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述二次侧非能动余热排出系统包括设置在第二换热水箱、设置在该第二换热水箱中的第三换热器,所述第三换热器的进水口和出水口分别连接到反应堆二回路的主给水管道和主蒸汽管道上。

19.  按照权利要求14所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述第一水源、第二水源、第三水源均为设置在反应堆安全壳内内置换料水箱;所述第四水源为设置在反应堆安全壳外的辅助给水箱。

20.  按照权利要求14所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:还包括仪控系统;所述仪控系统包括堆芯测量系统、多样性保护系统DAS;所述堆芯测量系统包括若干个从压力容器顶部插入堆芯的探测器组件,所述探测器组件包括液位探测器组件和中子-温度探测器组件;所述液位探测器组件和中子-温度探测器组件的信号输出端分别穿出安全壳连接到堆芯冷却监测信号处理设备和堆芯中子通量信号处理设备。

21.  按照权利要求20所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述液位探测器组件包括内部为中空结构的两支敏感元件M1和M2;所述M1的内部设置有两支K型热电偶HT1和UHT1,以及用于对HT1加热的电加热器HE1;所述M2的内部设置有两支K型热电偶HT2和UHT2,以及用于对HT2加热的电加热器HE2;所述HT1和HT2均为主动端,UHT2为HT1的参考端,UHT1为HT2的参考端;所述敏感元件Ml和M2的内部均 填充有绝缘层;所述绝缘层的材质为氧化镁。

22.  按照权利要求20所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述中子-温度探测器组件包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞;所述自给能中子探测器组固定在所述组件外壳内,其包括N个自给能中子探测器,所述N个自给能中子探测器沿所述组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置;自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段中心距离反应堆燃料组件活性区下端面的垂直距离为其中i=1,2,3,…,N;H为反应堆燃料组件活性区的轴向高度;所述接插件密封固定在所述组件外壳的上端;所述端部密封塞密封固定在所述组件外壳的下端;所述内部密封结构密封固定在位于所述自给能中子探测器组上方的所述组件外壳的内部;所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定,并沿着所述组件外壳轴向向上延伸,穿过所述内部密封结构,最终固定在所述接插件的针脚上;还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构上方区域的Pt100四线制温度计,所述Pt100四线制温度计包括4根引线;所述4根引线分别连接到所述接插件的4个针脚上;还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构下方区域的热电偶;所述热电偶通过热电偶延长线连接到所述接插件的针脚上。

23.  按照权利要求20所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,其特征在于:所述多样性保护系统DAS采用不同于反应堆保护系统的设备,以防止与反应堆保护系统相同的共模故障的发生。

24.  一种的核电站,其特征在于:采用权利要求1至22任意一项所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统;
其机组功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速 度为0.3g,安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。

25.  按照权利要求24所述的核电站,其特征在于:其核反应堆堆芯损坏概率CDF低于10-6/堆年,早期大量放射性物质释放概率LERF低于10-7/堆年。

说明书

说明书基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站
技术领域
本发明涉及三代核电技术领域,具体涉及一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统及其核电站。
背景技术
核反应堆堆芯设计是核电站的关键设计内容之一。燃料组件是核反应堆堆芯的重要组成部分。核反应堆堆芯设计的主要任务是从核反应堆物理的角度提供满足压水堆核电站总体设计要求的核反应堆堆芯,包括确定燃料组件数目、燃料组件在核反应堆堆芯的布置等。目前的百万千瓦级三环路压水堆核电站反应堆堆芯由157个燃料组件构成,其堆芯功率密度较大,热工安全裕度相对较低。
以往核电站在严重事故工况下,缺少严重事故的预防与缓解措施。缺失高位排气,无法在事故工况下,排出反应堆压力容器顶部积聚的不可凝气体,从而造成这些非凝结性气体对反应堆堆芯传热的影响,无法保证反应堆冷却剂系统中只有唯一的汽水界面,引起不良的事故后果;缺失一回路快速卸压,无法在严重事故下执行快速卸压功能,从而不能降低严重事故下高压熔堆带来的风险,以致出现威胁安全壳完整性的高压熔融物喷射现象;缺失蒸汽发生器二次侧非能动余热排出功能,无法在发生全厂断电且电厂丧失能动堆芯余热排出能力的事故工况下,以致不能长太阳城集团导出堆芯余热,影响反应堆的安全。同时还缺失LOCA后自动停运主泵和30分钟操作员不干预等功能,不能更好地保证核电站的安全运行。
此外,现有二代加的核电站中用于监测反应堆运行相关参数的堆芯测量仪表普遍从堆芯下部插入,需要在压力容器底部开孔,随着对反应堆安全性 要求的不断提高,堆芯测量仪表需要从堆芯上部插入,以取消压力容器底部开孔,进而提高反应堆的安全性。
同时,为实现安全目标,目前的核电站设置了堆芯余热排出系统,实现方式有两种:传统M310机型的能动方式,和西屋AP1000为代表的非能动方式。非能动是指设备或系统只依赖重力、密度、自然循环等与自然现象相关的方式驱动,而无需引入其他动力装置,可以大大降低因动力机械故障造成的设备失效概率,提高了安全系统的可靠性。而能动设备则具有动力强、压力高、流量大、结构紧凑等优点。随着核电技术的不断发展与严格,反应堆运行、停堆后以及事故情况下的安全系数越来越高,因此需要一种结合能动方式与非能动方式优点的余热排出系统,从而提高核电站的安全性和可靠性。
目前,国内外核电站纷纷采用数字化仪控系统(DCS)作为主控室的控制系统,其可靠性和安全性成为最终用户最为关心的问题。核电厂数字化仪控系统(DCS),一般分为两个平台,安全级的主保护系统平台和非安全级系统平台。反应堆主保护系统(RPS:包括反应堆紧急停堆功能、专设安全设施功能)采用数字化仪控,相对于传统的模拟仪控系统,数值采集更精确,人机界面更友好,有利于提高核电厂运行的效率、安全性和可靠性。但基于数字化的反应堆主保护系统可能发生软件共模失效(Software Common Cause Failure,SWCCF),从而导致主保护系统完全失效。如果发生软件共模失效,同时叠加发生假想预期瞬态或设计基准事故(以下简称:软件共模叠加事故),事故无法缓解,将造成严重后果。
发明内容
本发明的要解决的技术问题是提供一种采用177堆芯布置方式,具有缓解与预防严重事故功能,堆芯测量仪表自上而下穿入反应堆压力容器,拥有 结合了能动余非能动方式的余热排出系统和数字化仪控多样性保护系统的核蒸汽供应系统及其核电站。
为了解决上述技术问题,本发明的技术方案为,一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯,反应堆冷却剂系统,所述核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;
所述反应堆冷却剂系统包括反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压器、卸压箱以及连接反应堆压力容器的冷却剂入口和出口的主管道;所述主管道包括冷段、热段和过渡段,所述热段连接到蒸汽发生器一次侧入口,所述蒸汽发生器一次侧出口与过渡段管路一端连接,所述过渡段的另一端与冷段连通,从而形成反应堆一回路;所述稳压器下端通过波动管连接到热段上;所述过渡段和波动管上均设置有LBB泄漏检测器。
所述反应堆冷却剂系统还包括主泵、卸压箱;
所述主泵设置于所述冷段上;在所述主泵的入口和出口间设置有测压装置;该稳压器顶部设有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通过第一卸压管路与卸压主管道一端连接;所述卸压主管路另一端与卸压箱部连通;所述第二安全管嘴通过第二卸压管路连接到卸压主管路上;所述第二卸压管路上设置有稳压器安全阀;所述第一卸压管路与卸压主管道连接处设置有快速卸压阀,该快速泄压阀与所述第一安全管嘴间的第一卸压管路上设置有控制流量的阀门;所述反应堆压力容器顶部通过压力容器顶部排气管路连接到所述卸压主管路上;所述压力容器顶部排气管路上设置若干串联的排气阀。
所述反应堆压力容器容积为50~80m3。
所述177个燃料组件布置成15行、15列的堆芯;每个核燃料组件为正方形燃料组件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒 导向管和1根测量仪表管。
所述核反应堆堆芯热工裕量大于15%;首循环换料周期为18~24个月。
反应堆堆芯首循环中,所述177个核燃料组件中包括若干个可燃毒物燃料组件,所述可燃毒物燃料组件中包括若干根可燃毒物燃料棒,所述可燃毒物燃料棒中包括若干个可燃毒物燃料芯块,所述可燃毒物燃料芯块由Gd2O3与UO2混合并烧结形成。
所述可燃毒物燃料芯块中Gd2O3的重量百分比为2%~10%。
所述反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道设计寿命为60年。
所述反应堆压力容器顶部还设置有带防飞射物屏蔽钢板和吊装围筒的一体化堆顶系统。
还包括能动加非能动热量排出系统,该能动加非能动热量排出系统包括能动系统和非能动系统,所述能动系统包括安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、蒸汽发生器辅助给水系统;所述非能动系统包括高位安注系统、非能动堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统、二次侧非能动余热排出系统;所述安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、高位安注系统、非能动堆腔注水系统均通过管路与反应堆一回路连通;所述蒸汽发生器辅助给水系统、二次侧非能动余热排出系统均通过管路与反应堆二回路连通;非能动安全壳热量导出系统设置在安全壳上部。
所述安全注入系统包括第一水源和第一能动管路,所述第一能动管路一端与第一水源连接另一端连接到反应堆一回路上。
所述能动堆腔注水系统包括第二水源、一端与第二水源连接另一端连接到反应堆堆腔底部的、一端连接外部消防水源另一端连接到第二能动管路上的消防水管。
所述安全喷淋系统包括第三水源、设置在安全壳内顶部的环形喷淋管、一端与第三水源连接另一端与该环形喷淋管连接的喷淋管路。
所述蒸汽发生器辅助给水系统包括第四水源、一端与第四水源连接另一端连接到反应堆二回路的主给水管道上的第三能动管路。
所述高位安注系统包括设置在高于反应堆一回路位置的安注箱、一端与安注箱底部连接另一端与反应堆一回路冷段连接的第一非能动管路。
所述非能动堆腔注水系统包括设置在高于反应堆堆芯位置的非能动堆腔注水箱、一端与非能动堆腔注水箱连接另一端连接到反应堆堆腔底部的第二非能动管路。
所述非能动安全壳热量导出系统包括第一换热水箱、设置在安全壳内的第二换热器,所述第二换热器通过管路与第一换热水箱连通。
所述二次侧非能动余热排出系统包括设置在第二换热水箱、设置在该第二换热水箱中的第三换热器,所述第三换热器的进水口和出水口分别连接到反应堆二回路的主给水管道和主蒸汽管道上。
所述第一水源、第二水源、第三水源均为设置在反应堆安全壳内内置换料水箱;所述第四水源为设置在反应堆安全壳外的辅助给水箱。
还包括仪控系统;所述仪控系统包括堆芯测量系统、多样性保护系统DAS;所述堆芯测量系统包括若干个从压力容器顶部插入堆芯的探测器组件,所述探测器组件包括液位探测器组件和中子-温度探测器组件;所述液位探测器组件和中子-温度探测器组件的信号输出端分别穿出安全壳连接到堆芯冷却监测信号处理设备和堆芯中子通量信号处理设备。
所述液位探测器组件包括内部为中空结构的两支敏感元件M1和M2;所述M1的内部设置有两支K型热电偶HT1和UHT1,以及用于对HT1加热的电加热器HE1;所述M2的内部设置有两支K型热电偶HT2和UHT2,以及 用于对HT2加热的电加热器HE2;所述HT1和HT2均为主动端,UHT2为HT1的参考端,UHT1为HT2的参考端;所述敏感元件Ml和M2的内部均填充有绝缘层;所述绝缘层的材质为氧化镁。
所述中子-温度探测器组件包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞;所述自给能中子探测器组固定在所述组件外壳内,其包括N个自给能中子探测器,所述N个自给能中子探测器沿所述组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置;自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段中心距离反应堆燃料组件活性区下端面的垂直距离为其中i=1,2,3,…,N;H为反应堆燃料组件活性区的轴向高度;所述接插件密封固定在所述组件外壳的上端;所述端部密封塞密封固定在所述组件外壳的下端;所述内部密封结构密封固定在位于所述自给能中子探测器组上方的所述组件外壳的内部;所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定,并沿着所述组件外壳轴向向上延伸,穿过所述内部密封结构,最终固定在所述接插件的针脚上;还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构上方区域的Pt100四线制温度计,所述Pt100四线制温度计包括4根引线;所述4根引线分别连接到所述接插件的4个针脚上;还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构下方区域的热电偶;所述热电偶通过热电偶延长线连接到所述接插件的针脚上。
所述多样性保护系统DAS采用不同于反应堆保护系统的设备,以防止与反应堆保护系统相同的共模故障的发生。
一种的核电站,采用权利要求1至22任意一项所述的基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统;
其机组功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速度为0.3g,安全壳为双层钢制结构以抗大型商业飞机撞击。
其核反应堆堆芯损坏概率CDF低于10-6/堆年,早期大量放射性物质释放概率LERF低于10-7/堆年。
本发明的有益效果:
(1)堆芯热工安全裕量大于15%;
(2)可以有效预防与缓解严重事故,包括稳压器快速卸压、反应堆压力容器高点排气、LOCA后自动停运主泵和30分钟操作员不干预;通过LBB泄露监测,有效监控主管道和波动管的运行情况,给予相应的安全评估,从而提高反应堆运行可靠性;
(3)堆芯测量仪表需要从堆芯上部插入,以取消压力容器底部开孔,进而提高反应堆的安全性;
(4)结合了能动和非能动方式进行堆芯余热排出,提高核电站的安全性和可靠性;
(5)数字化仪控多样性保护系统采用不同于反应堆保护系统的设备,以防止与反应堆保护系统相同的共模故障的发生,确定反应堆的多样性保护。
附图说明
图1为本发明基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统中反应堆冷却剂系统示意图;
图2为本发明基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统中能动加非能动排热系统示意图;
图3为本发明基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统中堆芯测量系统示意图;
图中:001-LBB泄漏检测器;002-稳压器;003-主泵;004-反应堆压力容器;005-卸压箱;006-液位探测器组件;007-中子-温度探测器组件;008-堆芯 中子通量信号处理设备;009-堆芯冷却监测信号处理设备;1-反应堆堆芯,2-反应堆一回路,201-冷段,202-热段,203-过渡段,3-蒸汽发生器,4-反应堆二回路,401-主给水管道,402-主蒸汽管道,5-第一能动管路,501-第一泵,6-反应堆堆腔,7-第二能动管路,701-第二泵,702-消防水管,8-喷淋管路,801-环形喷淋管,802-第三泵,第一换热器803,9-第三能动管路,901-汽动泵,902-电动泵,10-安全壳,11-内置换料水箱,12-辅助给水箱,13-安注箱,14-第一非能动管路,15-非能动堆腔注水箱,16-第二非能动管路,17-第一换热水箱,18-第二换热器,19-第一进口管道,20-第一出口管道,21-汽水分离器,22-第二换热水箱,23-第三换热器,24-第二进口管道,25-第二出水管道。
具体实施方式
以下结合附图和实施例对本发明做进一步描述。
本发明一种基于177堆芯的能动加非能动核蒸汽供应系统,包括核反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统、能动加非能动热量排出系统、仪控系统;
所述核反应堆堆芯包括177个活性段长度为12至14英尺的核燃料组件;在构成该堆芯的177个核燃料组件中,有157个核燃料组件彼此平行排列组成15行、15列的现有百万仟瓦级三环路压水堆的堆芯,另有20个核燃料组件对称的平行排列在现有压水堆堆芯燃料组件外围的四周边,构成了由177个核燃料组件组成的15行、15列的新堆芯。其中,堆芯的第1行与第15行各有核燃料组件5个,第2与第14行各有核燃料组件9个,第3与第13行各有核燃料组件11个,第4与第12行各有核燃料组件13个,第5与第11行各有核燃料组件13个,第6至第10各有核燃料组件15个;每个核燃料组件为正方形燃料组件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒导向管和1根测量仪表管;
所述核反应堆堆芯与现役堆芯相比,在核燃料棒活性段长度相同的情况下,堆芯比现役堆芯降低了11.3%的功率密度,且堆芯热工裕量大于15%;首循环换料周期为18~24个月;
具体为,在177个燃料组件组成的反应堆堆芯首循环中,使用Gd2O3作为可燃毒物,提高燃料组件初始富集度,布置燃料组件在堆芯内的位置,使首循环的循环长度达到18~24个月换料长度;Gd2O3作为固体可燃毒物,在结构上是与UO2混合并烧结在UO2芯块内,因此使用Gd2O3作为固体可燃毒物不占用燃料组件中导向管的位置,控制棒是插入导向管位置的,因此使用Gd2O3作为固体可燃毒物,与控制棒的位置设计不发生干涉,相比传统的使用硼硅酸盐玻璃的固体可燃毒物与控制棒位置设计发生干涉的情况来说,最大程度上提高了控制棒位置设计的灵活性;由于Gd2O3是与UO2芯块一起烧结,不增加乏燃料之外的废物量,而硼硅酸盐玻璃作为插卸式组件,需要进行额外的包装及处理,会额外造成放射性废物。同时,Gd2O3的制造工艺相对较为简单容易,而硼硅酸盐玻璃可燃毒物作为插卸式组件,在制造上较为复杂。首循环中含钆燃料芯块中Gd2O3的重量百分比可以从2%~10%。
所述反应堆冷却剂系统,如图1所示,包括反应堆压力容器004、连接反应堆冷却剂入口和出口的主管道、主泵003、蒸汽发生器3、稳压器002、卸压箱;
所述反应堆压力容器004容积为50~80m3;
所述主管道包括冷段201、热段202和过渡段203,所述主泵003设置于所述冷段201上,所述热段202连接到蒸汽发生器3一次侧入口,所述蒸汽发生器3一次侧出口通过过渡段管路203与主泵003连通;从而形成核反应堆的一回路;在所述主泵003的入口和出口间设置有测压装置;
所述稳压器002下端通过波动管连接到热段202上;该稳压器002顶部 设有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通过第一卸压管路与卸压主管道一端连接;所述卸压主管路另一端与卸压箱005上部连通;所述第二安全管嘴通过第二卸压管路连接到卸压主管路上;所述第二卸压管路上设置有稳压器安全阀;
所述过渡段和波动管上均设置有LBB泄漏检测器001;
所述第一卸压管路与卸压主管道连接处设置有快速卸压阀,该快速泄压阀与所述第一安全管嘴间的第一卸压管路上设置有控制流量的阀门;所述第一卸压管路可以设置冗余支路,即设置并联的多条所述第一卸压管路;
所述反应堆压力容器004顶部通过压力容器顶部排气管路连接到所述卸压主管路上;所述压力容器顶部排气管路包括若干条并联的支路,每条支路上设置若干串联的排气阀;
所述反应堆冷却剂系统可以实现稳压器002快速卸压、反应堆压力容器004高点排气、LOCA后自动停运主泵003和30分钟操作员不干预的功能。
在所述的反应堆冷却剂系统,反应堆压力容器004、蒸汽发生器3、主泵003、稳压器002、主管道设计寿命为60年;
所述反应堆压力容器004顶部还设置有带防飞射物屏蔽钢板和吊装围筒的一体化堆顶系统,有效降低换料太阳城集团,提高经济性;
反应堆冷却剂系统,反应堆压力容器004中子测量管布置在其上封头,提高反应堆压力容器004结构的安全性,降低事故工况下下封头失效的概率;主管道和稳压器波动管采用LBB技术,设置专门的泄漏监测系统,取消防甩限制器;波动管布置可有效缓解热分层现象;取消测温旁路子系统,简化系统设置;采用容积为50~80m3的稳压器,提高系统稳压能力。
所述能动加非能动热量排出系统,如图2所示,包括设置在反应堆压力容器004内的反应堆堆芯1、由冷段201、热段202以及反应堆堆芯1内流道 构成的反应堆一回路2、蒸汽发生器3以及由蒸汽发生器主给水管道401和主蒸汽管道402构成的反应堆二回路4,还包括能动系统和非能动系统,所述能动系统包括安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、蒸汽发生器辅助给水系统;所述非能动系统包括高位安注系统、非能动堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统、二次侧非能动余热排出系统;
所述安全注入系统、能动堆腔注水系统、安全喷淋系统、高位安注系统、非能动堆腔注水系统均通过管路与反应堆一回路2连接;所述蒸汽发生器辅助给水系统、二次侧非能动余热排出系统均通过管路与反应堆二回路4连接;非能动安全壳热量导出系统设置在安全壳10上部所述安全壳10采用双层钢制结构;
所述安全注入系统包括第一水源、一端与第一水源连接另一端连接到反应堆一回路冷段201或/和热段202的第一能动管路5,还包括设置在该第一能动管路5上的第一泵501。该安全注入系统一般采用的是冷段201注射方式,在进入长期冷却阶段后采取冷段202同时注入方式。
所述能动堆腔注水系统包括第二水源、一端与第二水源连接另一端连接到反应堆堆腔6底部的第二能动管路7,还包括设置在该第二能动管路上的第二泵701、一端连接外部消防水源另一端连接到所述第二水源与第二泵701之间的第二能动管路7上的消防水管702、以及设置在所属消防水管702上的电磁阀。
所述安全喷淋系统包括第三水源、设置在安全壳10内顶部的环形喷淋管801、一端与第三水源连接另一端与该环形喷淋管801连接的喷淋管路8,还包括依次串联设置在该喷淋管路上的第三泵802和第一换热器803。
所述蒸汽发生器辅助给水系统包括第四水源、一端与第四水源连接另一端连接到反应堆二回路4的主给水管道402上的第三能动管路9,还包括彼 此并联设置在该所述第三能动管路9上的多组汽动泵901和电动泵902。这里采用2台50%电动泵+2台50%汽动泵的配置方案,从而提高了辅助给水的可靠性,并且能够满足单一故障准则。
上述第一水源、第二水源、第三水源均为设置在反应堆安全壳10内的内置换料水箱11;所述第四水源为设置在反应堆安全壳10外的辅助给水箱12。
所述高位安注系统包括设置在高于反应堆一回路2位置的安注箱13、一端与安注箱13底部连接另一端与反应堆一回路2冷段201和/或热段202连接的第一非能动管路14,还包括串联自上而下依次设置在第一非能动管路14上的电磁阀和止回阀。这里可以设多个安注箱13,如3个,并通过冷段201注入反应堆堆芯1。
所述非能动堆腔注水系统包括设置在高于反应堆堆芯1位置的非能动堆腔注水箱15、一端与非能动堆腔注水箱15连接另一端连接到反应堆堆腔6底部的第二非能动管路16;所述第二非能动管路16为两组先并联后自上而下串联的管路,靠上的一组并联管路一端分别连接在所述非能动堆腔注水箱15的不同垂直高度位置上,另一端汇集呈一根管与靠下的一组管路串联;靠下的一组并联管路的每根管路上自上而下依次串联设置的电磁阀和止回阀,并且最终汇集呈一根管连接到反应堆堆腔6底部。
所述非能动安全壳热量导出系统包括设置安全壳10外侧贮存冷水的第一换热水箱17、设置在安全壳10内的第二换热器18、连接第一换热水箱17和第二换热器18的第一进口管道19和第一出口管道20;第一进口管道一端连接在第一换热水箱17底部,另一端连接到第二换热器18中换热管的进口;第一出口管道20一端与设置在第一换热水箱17内的汽水分离器21连接,另一端连接到第二换热器18中换热管的出口。
所述二次侧非能动余热排出系统包括设置在设置安全壳10外侧贮存冷 水的第二换热水箱22、设置在该第二换热水箱22中的第三换热器23、连接第二换热水箱22和第三换热器23的第二进口管道24和第二出口管道25;所述第二进口管道24一端与第三换热器23中换热管的进口连接,另一端连接到反应堆二回路4主蒸汽管道401上;所述第二出水管道25一端与第三换热器23中换热管的出口连接,另一端连接到反应堆二回路4主给水管道402上;并且,在该第二出口管道25上自上而下依次设置有电磁阀和止回阀。上述第一换热水箱17与第二换热水箱22位于安全壳10外围上侧,它们可以设计成是一个整体式水箱,该整体式水箱可以设计成绕安全壳10的环形水箱结构,简化了设备。
上述的第一泵501、第二泵701以及第三泵802均为现有电厂已成熟应用的设备,通过可在相关的触发信号下启动动作,第一能动管路5、第二能动管路7以及喷淋管路8均从安全壳10内内置换料水箱11中取水并实现安全注入、堆腔注水和喷淋功能。与现有设计不同,内置换料水箱11作为安全壳10内的一个整体结构建造。高位安注系统的安注箱13在反应堆一回路2压力低时自动开启止回阀,将水注入反应堆堆芯1。
上述的蒸汽发生器辅助给水系统在事故工况下,主给水设备不能工作时,该系统向蒸汽发生器3供水,以导出反应堆内的余热,产生的蒸汽排入大气。
上述的能动堆腔注水系统,在发生反应堆堆芯1损毁事故后,先由内置换料水箱11或消防水取水,能动地注入反应堆堆腔6,实现持续冷却。当能动堆腔注水系统因全厂断电或应急柴油机失效而不可用时,则依靠重力将非能动堆腔注水系统中的非能动堆腔注水箱15中的水注入反应堆堆腔6,实现冷却水的注入。该系统可防止反应堆堆芯1熔融物熔穿压力容器,确保第二道实体屏障对大量放射性的包容作用。
上述的二次侧非能动余热排出系统,在事故工况下,需要执行利用蒸汽 发生器3排出反应堆堆芯1余热的功能时,反应堆一回路2热水通过蒸汽发生器传热管,将热量传向反应堆二回路4,使反应堆二回路4的给水沸腾成为蒸汽,由于事故工况下主蒸汽管道402关闭,蒸汽受到蒸汽发生器3内较高压力的作用,沿管线进入非能动余热排出系统中的第三换热器23,浸没于第二换热水箱22内的第三换热器管23换热管内为汽,管外为水,蒸汽冷凝,冷凝水在重力作用下流出该第三换热器23换热管,沿换热管道流回蒸汽发生器3的主给水管道401,重新进入蒸汽发生器3,维持蒸汽发生器3内的水位。由此模式完成循环,实现反应堆二回路4对反应堆一回路2的冷却功能,使反应堆一回路2顺利降温降压,从而最终使核电站进入冷停堆的安全状态。
上述的非能动安全壳热量导出系统,利用内置于安全壳10内的第二换热器18,通过水蒸汽在第二换热器18上的冷凝、混合气体与该第二换热器18之间的对流和辐射换热实现安全壳10内的冷却,通过第二换热器18中换热管内水的流动,连续不断地将安全壳10内的热量带到安全壳10外,利用安全壳10外的第一换热水箱17中水的温度差导致的密度差实现非能动安全壳热量排出。
本发明的内置换料水箱11位于安全壳内,减少了外部灾害对换料水箱安全性的影响,提高了事故后应急水源的可靠性,提高了电厂安全性。发生事故情况下,如果采用外置的方式,则安注和安喷系统需要在液位计配合下进行切换操作,内置后不需要安注、安喷水源的切换。因为内置换料水箱11将作为事故后的唯一能动安全注入、安全喷淋来源,可以减少事故后的操作,避免了可能发生的错误,降低了系统运行模式切换失效的潜在风险,从而提高了系统的可靠性,增强了电厂的安全性。
该内置换料水箱11位于最低处,方便汇集来自安全壳喷淋、管道破口所带来的水源,一并汇集后,经由泵向安全注入系统、安全喷淋系统、能动堆 腔注水系统供给冷却用水。内置换料水箱11统一地作为以上三个系统的水源来源,起到了简化设备的作用。
传统安全注入系统的上充泵同时兼作高压安注泵,本发明将传统安全注入系统的上充和安注功能分离,取消高压安注泵,采用中压安注泵,即所述第一泵501。传统的安全注入系统在安注信号出现时,泵从上充模式切换到安注模式,此切换过程需操作大量阀门,将影响到系统的可靠性。设置专用的中压安注泵之后,执行功能单一,可以提高系统的可靠性。
该中压安注泵降低了注入压头(由高压变为中压),可以有效防止高压安注时的误启动事故,避免反应堆一回路2压力过高,也可以减轻或避免蒸汽发生器3传热管破裂事故下反应堆一回路2压力过高而可能导致的蒸汽发生器3满溢,从而降低该事故下放射性物质向环境排放的可能性;
对于设计基准事故,超设计基准事故,甚至是严重事故,仅靠非能动系统的运行,能够在72小时内不需要依靠操纵员的手动干预而实现堆芯保护要求。
所述仪控系统包括堆芯测量系统、多样性保护系统DAS、核仪表系统、过程测量系统、反应堆保护系统、反应堆控制系统、棒控和棒位系统、棒电源系统、反应堆松脱部件和振动监测系统;
如图3所示,所述堆芯测量系统包括若干个从压力容器顶部插入堆芯的探测器组件,所述探测器组件包括液位探测器组件006和中子-温度探测器组件007;所述液位探测器组件006和中子-温度探测器组件007的信号输出端分别穿出安全壳连接到堆芯冷却监测信号处理设备009和堆芯中子通量信号处理设备008;
所述液位探测器组件包括内部为中空结构的两支敏感元件M1和M2;所述M1的内部设置有两支K型热电偶HT1和UHT1,以及用于对HT1加热的 电加热器HE1;所述M2的内部设置有两支K型热电偶HT2和UHT2,以及用于对HT2加热的电加热器HE2;所述HT1和HT2均为主动端,UHT2为HT1的参考端,UHT1为HT2的参考端;所述敏感元件Ml和M2的内部均填充有绝缘层;所述绝缘层的材质为氧化镁。
所述中子-温度探测器组件包括组件外壳、自给能中子探测器组、内部密封结构、接插件、端部密封塞;所述自给能中子探测器组固定在所述组件外壳内,其包括N个自给能中子探测器,所述N个自给能中子探测器沿所述组件外壳轴向自下而上均匀间隔布置;自下而上的第i个铑自给能中子探测器的灵敏段中心距离反应堆燃料组件活性区下端面的垂直距离为其中i=1,2,3,…,N;H为反应堆燃料组件活性区的轴向高度;所述接插件密封固定在所述组件外壳的上端;所述端部密封塞密封固定在所述组件外壳的下端;所述内部密封结构密封固定在位于所述自给能中子探测器组上方的所述组件外壳的内部;所述N个铑自给能中子探测器的铠装电缆捆扎和固定,并沿着所述组件外壳轴向向上延伸,穿过所述内部密封结构,最终固定在所述接插件的针脚上。还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构上方区域的Pt100四线制温度计,所述Pt100四线制温度计包括4根引线;所述4根引线分别连接到所述接插件的4个针脚上。还包括固定在所述组件外壳内位于所述内部密封结构下方区域的热电偶;所述热电偶通过热电偶延长线连接到所述接插件的针脚上。
采用自给能中子通量探测器实现堆芯中子通量的连续监测,采用热传导式液位传感器实现堆芯关键点液位的监测,具有功能强大的和在线监测计算能力。
所述多样性保护系统DAS采用不同于反应堆保护系统的设备,以防止与反应堆保护系统相同的共模故障的发生。
一种采用上述能动加非能动核蒸汽供应系统的核电站,其机组功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,设计最大地面加速度0.3g,设置双层安全壳,抗大型商业飞机撞击。
太阳城集团由于设置了能动加非能动核蒸汽供应系统,完善了严重事故预防与缓解措施,使得堆芯损坏概率CDF低于10-6/堆年、早期大量放射性物质释放概率LERF低于10-7/堆年。

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