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基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站.pdf

摘要
申請專利號:

CN201410105700.7

申請日:

2014.03.20

公開號:

CN103985422A

公開日:

2014.08.13

當前法律狀態:

授權

有效性:

有權

法律詳情: 授權|||著錄事項變更IPC(主分類):G21C 15/14變更事項:發明人變更前:羅琦 吳琳 張森如 劉昌文 李海穎 曹銳 冷貴君 蒲小芬 張富源 王華金 曾忠秀 鐘元章 李慶 康志彬 盧毅力 李蘭 湯華鵬變更后:吳琳 張森如 羅琦 劉昌文 李海穎 曹銳 冷貴君 蒲小芬 張富源 王華金 曾忠秀 鐘元章 李慶 康志彬 盧毅力 李蘭 湯華鵬|||實質審查的生效IPC(主分類):G21C 15/14申請日:20140320|||公開
IPC分類號: G21C15/14; G21C15/18; G21C7/36; G21C9/004; G21C17/108; G21C17/035 主分類號: G21C15/14
申請人: 中國核動力研究設計院
發明人: 羅琦; 吳琳; 張森如; 劉昌文; 李海穎; 曹銳; 冷貴君; 蒲小芬; 張富源; 王華金; 曾忠秀; 鐘元章; 李慶; 康志彬; 盧毅力; 李蘭; 湯華鵬
地址: 610041 四川省成都市成都市436信箱信息中心
優先權:
專利代理機構: 核工業專利中心 11007 代理人: 李臻洋
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法律狀態
申請(專利)號:

CN201410105700.7

授權公告號:

|||||||||

法律狀態公告日:

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

法律狀態類型:

授權|||著錄事項變更|||實質審查的生效|||公開

摘要

本發明涉及一種基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,包括核反應堆堆芯,反應堆冷卻劑系統,其特征在于:包括核反應堆堆芯包括177個活性段長度為12至14英尺的核燃料組件;反應堆冷卻劑系統包括反應堆壓力容器、連接反應堆冷卻劑入口和出口的主管道、主泵、蒸汽發生器、穩壓器、卸壓箱。還涉及一種核電站,采用上述基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統;其機組功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速度為0.3g,安全殼為雙層鋼制結構以抗大型商業飛機撞擊。本發明具有緩解與預防嚴重事故功能,堆芯測量儀表自上而下穿入反應堆壓力容器,擁有結合了能動余非能動方式的余熱排出系統和數字化儀控多樣性保護系統。

權利要求書

權利要求書
1.  一種基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,包括核反應堆堆芯,反應堆冷卻劑系統,其特征在于:所述核反應堆堆芯包括177個活性段長度為12至14英尺的核燃料組件;
所述反應堆冷卻劑系統包括反應堆壓力容器、主泵、蒸汽發生器、穩壓器、卸壓箱以及連接反應堆壓力容器的冷卻劑入口和出口的主管道;所述主管道包括冷段、熱段和過渡段,所述熱段連接到蒸汽發生器一次側入口,所述蒸汽發生器一次側出口與過渡段管路一端連接,所述過渡段的另一端與冷段連通,從而形成反應堆一回路;所述穩壓器下端通過波動管連接到熱段上;所述過渡段和波動管上均設置有LBB泄漏檢測器。

2.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述反應堆冷卻劑系統還包括主泵、卸壓箱;
所述主泵設置于所述冷段上;在所述主泵的入口和出口間設置有測壓裝置;該穩壓器頂部設有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通過第一卸壓管路與卸壓主管道一端連接;所述卸壓主管路另一端與卸壓箱部連通;所述第二安全管嘴通過第二卸壓管路連接到卸壓主管路上;所述第二卸壓管路上設置有穩壓器安全閥;所述第一卸壓管路與卸壓主管道連接處設置有快速卸壓閥,該快速泄壓閥與所述第一安全管嘴間的第一卸壓管路上設置有控制流量的閥門;所述反應堆壓力容器頂部通過壓力容器頂部排氣管路連接到所述卸壓主管路上;所述壓力容器頂部排氣管路上設置若干串聯的排氣閥。

3.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述反應堆壓力容器容積為50~80m3。

4.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述177個燃料組件布置成15行、15列的堆芯;每個核燃料組件 為正方形燃料組件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒導向管和1根測量儀表管。

5.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述核反應堆堆芯熱工裕量大于15%;首循環換料周期為18~24個月。

6.  按照權利要求5所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:反應堆堆芯首循環中,所述177個核燃料組件中包括若干個可燃毒物燃料組件,所述可燃毒物燃料組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個可燃毒物燃料芯塊,所述可燃毒物燃料芯塊由Gd2O3與UO2混合并燒結形成。

7.  按照權利要求6所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述可燃毒物燃料芯塊中Gd2O3的重量百分比為2%~10%。

8.  按照權利要求2所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述反應堆壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器、主管道設計壽命為60年。

9.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述反應堆壓力容器頂部還設置有帶防飛射物屏蔽鋼板和吊裝圍筒的一體化堆頂系統。

10.  按照權利要求1所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:還包括能動加非能動熱量排出系統,該能動加非能動熱量排出系統包括能動系統和非能動系統,所述能動系統包括安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、蒸汽發生器輔助給水系統;所述非能動系統包括高位安注系統、非能動堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統、二次側非能動 余熱排出系統;所述安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、高位安注系統、非能動堆腔注水系統均通過管路與反應堆一回路連通;所述蒸汽發生器輔助給水系統、二次側非能動余熱排出系統均通過管路與反應堆二回路連通;非能動安全殼熱量導出系統設置在安全殼上部。

11.  按照權利要求10所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述安全注入系統包括第一水源和第一能動管路,所述第一能動管路一端與第一水源連接另一端連接到反應堆一回路上。

12.  按照權利要求11所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述能動堆腔注水系統包括第二水源、一端與第二水源連接另一端連接到反應堆堆腔底部的、一端連接外部消防水源另一端連接到第二能動管路上的消防水管。

13.  按照權利要求12所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述安全噴淋系統包括第三水源、設置在安全殼內頂部的環形噴淋管、一端與第三水源連接另一端與該環形噴淋管連接的噴淋管路。

14.  按照權利要求13所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述蒸汽發生器輔助給水系統包括第四水源、一端與第四水源連接另一端連接到反應堆二回路的主給水管道上的第三能動管路。

15.  按照權利要求10所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述高位安注系統包括設置在高于反應堆一回路位置的安注箱、一端與安注箱底部連接另一端與反應堆一回路冷段連接的第一非能動管路。

16.  按照權利要求10所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述非能動堆腔注水系統包括設置在高于反應堆堆芯位置的非能動堆腔注水箱、一端與非能動堆腔注水箱連接另一端連接到反應堆堆腔底部的 第二非能動管路。

17.  按照權利要求10所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述非能動安全殼熱量導出系統包括第一換熱水箱、設置在安全殼內的第二換熱器,所述第二換熱器通過管路與第一換熱水箱連通。

18.  按照權利要求10所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述二次側非能動余熱排出系統包括設置在第二換熱水箱、設置在該第二換熱水箱中的第三換熱器,所述第三換熱器的進水口和出水口分別連接到反應堆二回路的主給水管道和主蒸汽管道上。

19.  按照權利要求14所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述第一水源、第二水源、第三水源均為設置在反應堆安全殼內內置換料水箱;所述第四水源為設置在反應堆安全殼外的輔助給水箱。

20.  按照權利要求14所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:還包括儀控系統;所述儀控系統包括堆芯測量系統、多樣性保護系統DAS;所述堆芯測量系統包括若干個從壓力容器頂部插入堆芯的探測器組件,所述探測器組件包括液位探測器組件和中子-溫度探測器組件;所述液位探測器組件和中子-溫度探測器組件的信號輸出端分別穿出安全殼連接到堆芯冷卻監測信號處理設備和堆芯中子通量信號處理設備。

21.  按照權利要求20所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述液位探測器組件包括內部為中空結構的兩支敏感元件M1和M2;所述M1的內部設置有兩支K型熱電偶HT1和UHT1,以及用于對HT1加熱的電加熱器HE1;所述M2的內部設置有兩支K型熱電偶HT2和UHT2,以及用于對HT2加熱的電加熱器HE2;所述HT1和HT2均為主動端,UHT2為HT1的參考端,UHT1為HT2的參考端;所述敏感元件Ml和M2的內部均 填充有絕緣層;所述絕緣層的材質為氧化鎂。

22.  按照權利要求20所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述中子-溫度探測器組件包括組件外殼、自給能中子探測器組、內部密封結構、接插件、端部密封塞;所述自給能中子探測器組固定在所述組件外殼內,其包括N個自給能中子探測器,所述N個自給能中子探測器沿所述組件外殼軸向自下而上均勻間隔布置;自下而上的第i個銠自給能中子探測器的靈敏段中心距離反應堆燃料組件活性區下端面的垂直距離為其中i=1,2,3,…,N;H為反應堆燃料組件活性區的軸向高度;所述接插件密封固定在所述組件外殼的上端;所述端部密封塞密封固定在所述組件外殼的下端;所述內部密封結構密封固定在位于所述自給能中子探測器組上方的所述組件外殼的內部;所述N個銠自給能中子探測器的鎧裝電纜捆扎和固定,并沿著所述組件外殼軸向向上延伸,穿過所述內部密封結構,最終固定在所述接插件的針腳上;還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構上方區域的Pt100四線制溫度計,所述Pt100四線制溫度計包括4根引線;所述4根引線分別連接到所述接插件的4個針腳上;還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構下方區域的熱電偶;所述熱電偶通過熱電偶延長線連接到所述接插件的針腳上。

23.  按照權利要求20所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,其特征在于:所述多樣性保護系統DAS采用不同于反應堆保護系統的設備,以防止與反應堆保護系統相同的共模故障的發生。

24.  一種的核電站,其特征在于:采用權利要求1至22任意一項所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統;
其機組功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速 度為0.3g,安全殼為雙層鋼制結構以抗大型商業飛機撞擊。

25.  按照權利要求24所述的核電站,其特征在于:其核反應堆堆芯損壞概率CDF低于10-6/堆年,早期大量放射性物質釋放概率LERF低于10-7/堆年。

說明書

說明書基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站
技術領域
本發明涉及三代核電技術領域,具體涉及一種基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統及其核電站。
背景技術
核反應堆堆芯設計是核電站的關鍵設計內容之一。燃料組件是核反應堆堆芯的重要組成部分。核反應堆堆芯設計的主要任務是從核反應堆物理的角度提供滿足壓水堆核電站總體設計要求的核反應堆堆芯,包括確定燃料組件數目、燃料組件在核反應堆堆芯的布置等。目前的百萬千瓦級三環路壓水堆核電站反應堆堆芯由157個燃料組件構成,其堆芯功率密度較大,熱工安全裕度相對較低。
以往核電站在嚴重事故工況下,缺少嚴重事故的預防與緩解措施。缺失高位排氣,無法在事故工況下,排出反應堆壓力容器頂部積聚的不可凝氣體,從而造成這些非凝結性氣體對反應堆堆芯傳熱的影響,無法保證反應堆冷卻劑系統中只有唯一的汽水界面,引起不良的事故后果;缺失一回路快速卸壓,無法在嚴重事故下執行快速卸壓功能,從而不能降低嚴重事故下高壓熔堆帶來的風險,以致出現威脅安全殼完整性的高壓熔融物噴射現象;缺失蒸汽發生器二次側非能動余熱排出功能,無法在發生全廠斷電且電廠喪失能動堆芯余熱排出能力的事故工況下,以致不能長時間導出堆芯余熱,影響反應堆的安全。同時還缺失LOCA后自動停運主泵和30分鐘操作員不干預等功能,不能更好地保證核電站的安全運行。
此外,現有二代加的核電站中用于監測反應堆運行相關參數的堆芯測量儀表普遍從堆芯下部插入,需要在壓力容器底部開孔,隨著對反應堆安全性 要求的不斷提高,堆芯測量儀表需要從堆芯上部插入,以取消壓力容器底部開孔,進而提高反應堆的安全性。
同時,為實現安全目標,目前的核電站設置了堆芯余熱排出系統,實現方式有兩種:傳統M310機型的能動方式,和西屋AP1000為代表的非能動方式。非能動是指設備或系統只依賴重力、密度、自然循環等與自然現象相關的方式驅動,而無需引入其他動力裝置,可以大大降低因動力機械故障造成的設備失效概率,提高了安全系統的可靠性。而能動設備則具有動力強、壓力高、流量大、結構緊湊等優點。隨著核電技術的不斷發展與嚴格,反應堆運行、停堆后以及事故情況下的安全系數越來越高,因此需要一種結合能動方式與非能動方式優點的余熱排出系統,從而提高核電站的安全性和可靠性。
目前,國內外核電站紛紛采用數字化儀控系統(DCS)作為主控室的控制系統,其可靠性和安全性成為最終用戶最為關心的問題。核電廠數字化儀控系統(DCS),一般分為兩個平臺,安全級的主保護系統平臺和非安全級系統平臺。反應堆主保護系統(RPS:包括反應堆緊急停堆功能、專設安全設施功能)采用數字化儀控,相對于傳統的模擬儀控系統,數值采集更精確,人機界面更友好,有利于提高核電廠運行的效率、安全性和可靠性。但基于數字化的反應堆主保護系統可能發生軟件共模失效(Software Common Cause Failure,SWCCF),從而導致主保護系統完全失效。如果發生軟件共模失效,同時疊加發生假想預期瞬態或設計基準事故(以下簡稱:軟件共模疊加事故),事故無法緩解,將造成嚴重后果。
發明內容
本發明的要解決的技術問題是提供一種采用177堆芯布置方式,具有緩解與預防嚴重事故功能,堆芯測量儀表自上而下穿入反應堆壓力容器,擁有 結合了能動余非能動方式的余熱排出系統和數字化儀控多樣性保護系統的核蒸汽供應系統及其核電站。
為了解決上述技術問題,本發明的技術方案為,一種基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,包括核反應堆堆芯,反應堆冷卻劑系統,所述核反應堆堆芯包括177個活性段長度為12至14英尺的核燃料組件;
所述反應堆冷卻劑系統包括反應堆壓力容器、主泵、蒸汽發生器、穩壓器、卸壓箱以及連接反應堆壓力容器的冷卻劑入口和出口的主管道;所述主管道包括冷段、熱段和過渡段,所述熱段連接到蒸汽發生器一次側入口,所述蒸汽發生器一次側出口與過渡段管路一端連接,所述過渡段的另一端與冷段連通,從而形成反應堆一回路;所述穩壓器下端通過波動管連接到熱段上;所述過渡段和波動管上均設置有LBB泄漏檢測器。
所述反應堆冷卻劑系統還包括主泵、卸壓箱;
所述主泵設置于所述冷段上;在所述主泵的入口和出口間設置有測壓裝置;該穩壓器頂部設有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通過第一卸壓管路與卸壓主管道一端連接;所述卸壓主管路另一端與卸壓箱部連通;所述第二安全管嘴通過第二卸壓管路連接到卸壓主管路上;所述第二卸壓管路上設置有穩壓器安全閥;所述第一卸壓管路與卸壓主管道連接處設置有快速卸壓閥,該快速泄壓閥與所述第一安全管嘴間的第一卸壓管路上設置有控制流量的閥門;所述反應堆壓力容器頂部通過壓力容器頂部排氣管路連接到所述卸壓主管路上;所述壓力容器頂部排氣管路上設置若干串聯的排氣閥。
所述反應堆壓力容器容積為50~80m3。
所述177個燃料組件布置成15行、15列的堆芯;每個核燃料組件為正方形燃料組件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒 導向管和1根測量儀表管。
所述核反應堆堆芯熱工裕量大于15%;首循環換料周期為18~24個月。
反應堆堆芯首循環中,所述177個核燃料組件中包括若干個可燃毒物燃料組件,所述可燃毒物燃料組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個可燃毒物燃料芯塊,所述可燃毒物燃料芯塊由Gd2O3與UO2混合并燒結形成。
所述可燃毒物燃料芯塊中Gd2O3的重量百分比為2%~10%。
所述反應堆壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器、主管道設計壽命為60年。
所述反應堆壓力容器頂部還設置有帶防飛射物屏蔽鋼板和吊裝圍筒的一體化堆頂系統。
還包括能動加非能動熱量排出系統,該能動加非能動熱量排出系統包括能動系統和非能動系統,所述能動系統包括安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、蒸汽發生器輔助給水系統;所述非能動系統包括高位安注系統、非能動堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統、二次側非能動余熱排出系統;所述安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、高位安注系統、非能動堆腔注水系統均通過管路與反應堆一回路連通;所述蒸汽發生器輔助給水系統、二次側非能動余熱排出系統均通過管路與反應堆二回路連通;非能動安全殼熱量導出系統設置在安全殼上部。
所述安全注入系統包括第一水源和第一能動管路,所述第一能動管路一端與第一水源連接另一端連接到反應堆一回路上。
所述能動堆腔注水系統包括第二水源、一端與第二水源連接另一端連接到反應堆堆腔底部的、一端連接外部消防水源另一端連接到第二能動管路上的消防水管。
所述安全噴淋系統包括第三水源、設置在安全殼內頂部的環形噴淋管、一端與第三水源連接另一端與該環形噴淋管連接的噴淋管路。
所述蒸汽發生器輔助給水系統包括第四水源、一端與第四水源連接另一端連接到反應堆二回路的主給水管道上的第三能動管路。
所述高位安注系統包括設置在高于反應堆一回路位置的安注箱、一端與安注箱底部連接另一端與反應堆一回路冷段連接的第一非能動管路。
所述非能動堆腔注水系統包括設置在高于反應堆堆芯位置的非能動堆腔注水箱、一端與非能動堆腔注水箱連接另一端連接到反應堆堆腔底部的第二非能動管路。
所述非能動安全殼熱量導出系統包括第一換熱水箱、設置在安全殼內的第二換熱器,所述第二換熱器通過管路與第一換熱水箱連通。
所述二次側非能動余熱排出系統包括設置在第二換熱水箱、設置在該第二換熱水箱中的第三換熱器,所述第三換熱器的進水口和出水口分別連接到反應堆二回路的主給水管道和主蒸汽管道上。
所述第一水源、第二水源、第三水源均為設置在反應堆安全殼內內置換料水箱;所述第四水源為設置在反應堆安全殼外的輔助給水箱。
還包括儀控系統;所述儀控系統包括堆芯測量系統、多樣性保護系統DAS;所述堆芯測量系統包括若干個從壓力容器頂部插入堆芯的探測器組件,所述探測器組件包括液位探測器組件和中子-溫度探測器組件;所述液位探測器組件和中子-溫度探測器組件的信號輸出端分別穿出安全殼連接到堆芯冷卻監測信號處理設備和堆芯中子通量信號處理設備。
所述液位探測器組件包括內部為中空結構的兩支敏感元件M1和M2;所述M1的內部設置有兩支K型熱電偶HT1和UHT1,以及用于對HT1加熱的電加熱器HE1;所述M2的內部設置有兩支K型熱電偶HT2和UHT2,以及 用于對HT2加熱的電加熱器HE2;所述HT1和HT2均為主動端,UHT2為HT1的參考端,UHT1為HT2的參考端;所述敏感元件Ml和M2的內部均填充有絕緣層;所述絕緣層的材質為氧化鎂。
所述中子-溫度探測器組件包括組件外殼、自給能中子探測器組、內部密封結構、接插件、端部密封塞;所述自給能中子探測器組固定在所述組件外殼內,其包括N個自給能中子探測器,所述N個自給能中子探測器沿所述組件外殼軸向自下而上均勻間隔布置;自下而上的第i個銠自給能中子探測器的靈敏段中心距離反應堆燃料組件活性區下端面的垂直距離為其中i=1,2,3,…,N;H為反應堆燃料組件活性區的軸向高度;所述接插件密封固定在所述組件外殼的上端;所述端部密封塞密封固定在所述組件外殼的下端;所述內部密封結構密封固定在位于所述自給能中子探測器組上方的所述組件外殼的內部;所述N個銠自給能中子探測器的鎧裝電纜捆扎和固定,并沿著所述組件外殼軸向向上延伸,穿過所述內部密封結構,最終固定在所述接插件的針腳上;還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構上方區域的Pt100四線制溫度計,所述Pt100四線制溫度計包括4根引線;所述4根引線分別連接到所述接插件的4個針腳上;還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構下方區域的熱電偶;所述熱電偶通過熱電偶延長線連接到所述接插件的針腳上。
所述多樣性保護系統DAS采用不同于反應堆保護系統的設備,以防止與反應堆保護系統相同的共模故障的發生。
一種的核電站,采用權利要求1至22任意一項所述的基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統;
其機組功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,最大地面加速度為0.3g,安全殼為雙層鋼制結構以抗大型商業飛機撞擊。
其核反應堆堆芯損壞概率CDF低于10-6/堆年,早期大量放射性物質釋放概率LERF低于10-7/堆年。
本發明的有益效果:
(1)堆芯熱工安全裕量大于15%;
(2)可以有效預防與緩解嚴重事故,包括穩壓器快速卸壓、反應堆壓力容器高點排氣、LOCA后自動停運主泵和30分鐘操作員不干預;通過LBB泄露監測,有效監控主管道和波動管的運行情況,給予相應的安全評估,從而提高反應堆運行可靠性;
(3)堆芯測量儀表需要從堆芯上部插入,以取消壓力容器底部開孔,進而提高反應堆的安全性;
(4)結合了能動和非能動方式進行堆芯余熱排出,提高核電站的安全性和可靠性;
(5)數字化儀控多樣性保護系統采用不同于反應堆保護系統的設備,以防止與反應堆保護系統相同的共模故障的發生,確定反應堆的多樣性保護。
附圖說明
圖1為本發明基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統中反應堆冷卻劑系統示意圖;
圖2為本發明基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統中能動加非能動排熱系統示意圖;
圖3為本發明基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統中堆芯測量系統示意圖;
圖中:001-LBB泄漏檢測器;002-穩壓器;003-主泵;004-反應堆壓力容器;005-卸壓箱;006-液位探測器組件;007-中子-溫度探測器組件;008-堆芯 中子通量信號處理設備;009-堆芯冷卻監測信號處理設備;1-反應堆堆芯,2-反應堆一回路,201-冷段,202-熱段,203-過渡段,3-蒸汽發生器,4-反應堆二回路,401-主給水管道,402-主蒸汽管道,5-第一能動管路,501-第一泵,6-反應堆堆腔,7-第二能動管路,701-第二泵,702-消防水管,8-噴淋管路,801-環形噴淋管,802-第三泵,第一換熱器803,9-第三能動管路,901-汽動泵,902-電動泵,10-安全殼,11-內置換料水箱,12-輔助給水箱,13-安注箱,14-第一非能動管路,15-非能動堆腔注水箱,16-第二非能動管路,17-第一換熱水箱,18-第二換熱器,19-第一進口管道,20-第一出口管道,21-汽水分離器,22-第二換熱水箱,23-第三換熱器,24-第二進口管道,25-第二出水管道。
具體實施方式
以下結合附圖和實施例對本發明做進一步描述。
本發明一種基于177堆芯的能動加非能動核蒸汽供應系統,包括核反應堆堆芯、反應堆冷卻劑系統、能動加非能動熱量排出系統、儀控系統;
所述核反應堆堆芯包括177個活性段長度為12至14英尺的核燃料組件;在構成該堆芯的177個核燃料組件中,有157個核燃料組件彼此平行排列組成15行、15列的現有百萬仟瓦級三環路壓水堆的堆芯,另有20個核燃料組件對稱的平行排列在現有壓水堆堆芯燃料組件外圍的四周邊,構成了由177個核燃料組件組成的15行、15列的新堆芯。其中,堆芯的第1行與第15行各有核燃料組件5個,第2與第14行各有核燃料組件9個,第3與第13行各有核燃料組件11個,第4與第12行各有核燃料組件13個,第5與第11行各有核燃料組件13個,第6至第10各有核燃料組件15個;每個核燃料組件為正方形燃料組件,其包括排列成17行、l7列的264根核燃料棒、24根控制棒導向管和1根測量儀表管;
所述核反應堆堆芯與現役堆芯相比,在核燃料棒活性段長度相同的情況下,堆芯比現役堆芯降低了11.3%的功率密度,且堆芯熱工裕量大于15%;首循環換料周期為18~24個月;
具體為,在177個燃料組件組成的反應堆堆芯首循環中,使用Gd2O3作為可燃毒物,提高燃料組件初始富集度,布置燃料組件在堆芯內的位置,使首循環的循環長度達到18~24個月換料長度;Gd2O3作為固體可燃毒物,在結構上是與UO2混合并燒結在UO2芯塊內,因此使用Gd2O3作為固體可燃毒物不占用燃料組件中導向管的位置,控制棒是插入導向管位置的,因此使用Gd2O3作為固體可燃毒物,與控制棒的位置設計不發生干涉,相比傳統的使用硼硅酸鹽玻璃的固體可燃毒物與控制棒位置設計發生干涉的情況來說,最大程度上提高了控制棒位置設計的靈活性;由于Gd2O3是與UO2芯塊一起燒結,不增加乏燃料之外的廢物量,而硼硅酸鹽玻璃作為插卸式組件,需要進行額外的包裝及處理,會額外造成放射性廢物。同時,Gd2O3的制造工藝相對較為簡單容易,而硼硅酸鹽玻璃可燃毒物作為插卸式組件,在制造上較為復雜。首循環中含釓燃料芯塊中Gd2O3的重量百分比可以從2%~10%。
所述反應堆冷卻劑系統,如圖1所示,包括反應堆壓力容器004、連接反應堆冷卻劑入口和出口的主管道、主泵003、蒸汽發生器3、穩壓器002、卸壓箱;
所述反應堆壓力容器004容積為50~80m3;
所述主管道包括冷段201、熱段202和過渡段203,所述主泵003設置于所述冷段201上,所述熱段202連接到蒸汽發生器3一次側入口,所述蒸汽發生器3一次側出口通過過渡段管路203與主泵003連通;從而形成核反應堆的一回路;在所述主泵003的入口和出口間設置有測壓裝置;
所述穩壓器002下端通過波動管連接到熱段202上;該穩壓器002頂部 設有第一安全管嘴和第二安全管嘴,所述第一安全管嘴通過第一卸壓管路與卸壓主管道一端連接;所述卸壓主管路另一端與卸壓箱005上部連通;所述第二安全管嘴通過第二卸壓管路連接到卸壓主管路上;所述第二卸壓管路上設置有穩壓器安全閥;
所述過渡段和波動管上均設置有LBB泄漏檢測器001;
所述第一卸壓管路與卸壓主管道連接處設置有快速卸壓閥,該快速泄壓閥與所述第一安全管嘴間的第一卸壓管路上設置有控制流量的閥門;所述第一卸壓管路可以設置冗余支路,即設置并聯的多條所述第一卸壓管路;
所述反應堆壓力容器004頂部通過壓力容器頂部排氣管路連接到所述卸壓主管路上;所述壓力容器頂部排氣管路包括若干條并聯的支路,每條支路上設置若干串聯的排氣閥;
所述反應堆冷卻劑系統可以實現穩壓器002快速卸壓、反應堆壓力容器004高點排氣、LOCA后自動停運主泵003和30分鐘操作員不干預的功能。
在所述的反應堆冷卻劑系統,反應堆壓力容器004、蒸汽發生器3、主泵003、穩壓器002、主管道設計壽命為60年;
所述反應堆壓力容器004頂部還設置有帶防飛射物屏蔽鋼板和吊裝圍筒的一體化堆頂系統,有效降低換料時間,提高經濟性;
反應堆冷卻劑系統,反應堆壓力容器004中子測量管布置在其上封頭,提高反應堆壓力容器004結構的安全性,降低事故工況下下封頭失效的概率;主管道和穩壓器波動管采用LBB技術,設置專門的泄漏監測系統,取消防甩限制器;波動管布置可有效緩解熱分層現象;取消測溫旁路子系統,簡化系統設置;采用容積為50~80m3的穩壓器,提高系統穩壓能力。
所述能動加非能動熱量排出系統,如圖2所示,包括設置在反應堆壓力容器004內的反應堆堆芯1、由冷段201、熱段202以及反應堆堆芯1內流道 構成的反應堆一回路2、蒸汽發生器3以及由蒸汽發生器主給水管道401和主蒸汽管道402構成的反應堆二回路4,還包括能動系統和非能動系統,所述能動系統包括安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、蒸汽發生器輔助給水系統;所述非能動系統包括高位安注系統、非能動堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統、二次側非能動余熱排出系統;
所述安全注入系統、能動堆腔注水系統、安全噴淋系統、高位安注系統、非能動堆腔注水系統均通過管路與反應堆一回路2連接;所述蒸汽發生器輔助給水系統、二次側非能動余熱排出系統均通過管路與反應堆二回路4連接;非能動安全殼熱量導出系統設置在安全殼10上部所述安全殼10采用雙層鋼制結構;
所述安全注入系統包括第一水源、一端與第一水源連接另一端連接到反應堆一回路冷段201或/和熱段202的第一能動管路5,還包括設置在該第一能動管路5上的第一泵501。該安全注入系統一般采用的是冷段201注射方式,在進入長期冷卻階段后采取冷段202同時注入方式。
所述能動堆腔注水系統包括第二水源、一端與第二水源連接另一端連接到反應堆堆腔6底部的第二能動管路7,還包括設置在該第二能動管路上的第二泵701、一端連接外部消防水源另一端連接到所述第二水源與第二泵701之間的第二能動管路7上的消防水管702、以及設置在所屬消防水管702上的電磁閥。
所述安全噴淋系統包括第三水源、設置在安全殼10內頂部的環形噴淋管801、一端與第三水源連接另一端與該環形噴淋管801連接的噴淋管路8,還包括依次串聯設置在該噴淋管路上的第三泵802和第一換熱器803。
所述蒸汽發生器輔助給水系統包括第四水源、一端與第四水源連接另一端連接到反應堆二回路4的主給水管道402上的第三能動管路9,還包括彼 此并聯設置在該所述第三能動管路9上的多組汽動泵901和電動泵902。這里采用2臺50%電動泵+2臺50%汽動泵的配置方案,從而提高了輔助給水的可靠性,并且能夠滿足單一故障準則。
上述第一水源、第二水源、第三水源均為設置在反應堆安全殼10內的內置換料水箱11;所述第四水源為設置在反應堆安全殼10外的輔助給水箱12。
所述高位安注系統包括設置在高于反應堆一回路2位置的安注箱13、一端與安注箱13底部連接另一端與反應堆一回路2冷段201和/或熱段202連接的第一非能動管路14,還包括串聯自上而下依次設置在第一非能動管路14上的電磁閥和止回閥。這里可以設多個安注箱13,如3個,并通過冷段201注入反應堆堆芯1。
所述非能動堆腔注水系統包括設置在高于反應堆堆芯1位置的非能動堆腔注水箱15、一端與非能動堆腔注水箱15連接另一端連接到反應堆堆腔6底部的第二非能動管路16;所述第二非能動管路16為兩組先并聯后自上而下串聯的管路,靠上的一組并聯管路一端分別連接在所述非能動堆腔注水箱15的不同垂直高度位置上,另一端匯集呈一根管與靠下的一組管路串聯;靠下的一組并聯管路的每根管路上自上而下依次串聯設置的電磁閥和止回閥,并且最終匯集呈一根管連接到反應堆堆腔6底部。
所述非能動安全殼熱量導出系統包括設置安全殼10外側貯存冷水的第一換熱水箱17、設置在安全殼10內的第二換熱器18、連接第一換熱水箱17和第二換熱器18的第一進口管道19和第一出口管道20;第一進口管道一端連接在第一換熱水箱17底部,另一端連接到第二換熱器18中換熱管的進口;第一出口管道20一端與設置在第一換熱水箱17內的汽水分離器21連接,另一端連接到第二換熱器18中換熱管的出口。
所述二次側非能動余熱排出系統包括設置在設置安全殼10外側貯存冷 水的第二換熱水箱22、設置在該第二換熱水箱22中的第三換熱器23、連接第二換熱水箱22和第三換熱器23的第二進口管道24和第二出口管道25;所述第二進口管道24一端與第三換熱器23中換熱管的進口連接,另一端連接到反應堆二回路4主蒸汽管道401上;所述第二出水管道25一端與第三換熱器23中換熱管的出口連接,另一端連接到反應堆二回路4主給水管道402上;并且,在該第二出口管道25上自上而下依次設置有電磁閥和止回閥。上述第一換熱水箱17與第二換熱水箱22位于安全殼10外圍上側,它們可以設計成是一個整體式水箱,該整體式水箱可以設計成繞安全殼10的環形水箱結構,簡化了設備。
上述的第一泵501、第二泵701以及第三泵802均為現有電廠已成熟應用的設備,通過可在相關的觸發信號下啟動動作,第一能動管路5、第二能動管路7以及噴淋管路8均從安全殼10內內置換料水箱11中取水并實現安全注入、堆腔注水和噴淋功能。與現有設計不同,內置換料水箱11作為安全殼10內的一個整體結構建造。高位安注系統的安注箱13在反應堆一回路2壓力低時自動開啟止回閥,將水注入反應堆堆芯1。
上述的蒸汽發生器輔助給水系統在事故工況下,主給水設備不能工作時,該系統向蒸汽發生器3供水,以導出反應堆內的余熱,產生的蒸汽排入大氣。
上述的能動堆腔注水系統,在發生反應堆堆芯1損毀事故后,先由內置換料水箱11或消防水取水,能動地注入反應堆堆腔6,實現持續冷卻。當能動堆腔注水系統因全廠斷電或應急柴油機失效而不可用時,則依靠重力將非能動堆腔注水系統中的非能動堆腔注水箱15中的水注入反應堆堆腔6,實現冷卻水的注入。該系統可防止反應堆堆芯1熔融物熔穿壓力容器,確保第二道實體屏障對大量放射性的包容作用。
上述的二次側非能動余熱排出系統,在事故工況下,需要執行利用蒸汽 發生器3排出反應堆堆芯1余熱的功能時,反應堆一回路2熱水通過蒸汽發生器傳熱管,將熱量傳向反應堆二回路4,使反應堆二回路4的給水沸騰成為蒸汽,由于事故工況下主蒸汽管道402關閉,蒸汽受到蒸汽發生器3內較高壓力的作用,沿管線進入非能動余熱排出系統中的第三換熱器23,浸沒于第二換熱水箱22內的第三換熱器管23換熱管內為汽,管外為水,蒸汽冷凝,冷凝水在重力作用下流出該第三換熱器23換熱管,沿換熱管道流回蒸汽發生器3的主給水管道401,重新進入蒸汽發生器3,維持蒸汽發生器3內的水位。由此模式完成循環,實現反應堆二回路4對反應堆一回路2的冷卻功能,使反應堆一回路2順利降溫降壓,從而最終使核電站進入冷停堆的安全狀態。
上述的非能動安全殼熱量導出系統,利用內置于安全殼10內的第二換熱器18,通過水蒸汽在第二換熱器18上的冷凝、混合氣體與該第二換熱器18之間的對流和輻射換熱實現安全殼10內的冷卻,通過第二換熱器18中換熱管內水的流動,連續不斷地將安全殼10內的熱量帶到安全殼10外,利用安全殼10外的第一換熱水箱17中水的溫度差導致的密度差實現非能動安全殼熱量排出。
本發明的內置換料水箱11位于安全殼內,減少了外部災害對換料水箱安全性的影響,提高了事故后應急水源的可靠性,提高了電廠安全性。發生事故情況下,如果采用外置的方式,則安注和安噴系統需要在液位計配合下進行切換操作,內置后不需要安注、安噴水源的切換。因為內置換料水箱11將作為事故后的唯一能動安全注入、安全噴淋來源,可以減少事故后的操作,避免了可能發生的錯誤,降低了系統運行模式切換失效的潛在風險,從而提高了系統的可靠性,增強了電廠的安全性。
該內置換料水箱11位于最低處,方便匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源,一并匯集后,經由泵向安全注入系統、安全噴淋系統、能動堆 腔注水系統供給冷卻用水。內置換料水箱11統一地作為以上三個系統的水源來源,起到了簡化設備的作用。
傳統安全注入系統的上充泵同時兼作高壓安注泵,本發明將傳統安全注入系統的上充和安注功能分離,取消高壓安注泵,采用中壓安注泵,即所述第一泵501。傳統的安全注入系統在安注信號出現時,泵從上充模式切換到安注模式,此切換過程需操作大量閥門,將影響到系統的可靠性。設置專用的中壓安注泵之后,執行功能單一,可以提高系統的可靠性。
該中壓安注泵降低了注入壓頭(由高壓變為中壓),可以有效防止高壓安注時的誤啟動事故,避免反應堆一回路2壓力過高,也可以減輕或避免蒸汽發生器3傳熱管破裂事故下反應堆一回路2壓力過高而可能導致的蒸汽發生器3滿溢,從而降低該事故下放射性物質向環境排放的可能性;
對于設計基準事故,超設計基準事故,甚至是嚴重事故,僅靠非能動系統的運行,能夠在72小時內不需要依靠操縱員的手動干預而實現堆芯保護要求。
所述儀控系統包括堆芯測量系統、多樣性保護系統DAS、核儀表系統、過程測量系統、反應堆保護系統、反應堆控制系統、棒控和棒位系統、棒電源系統、反應堆松脫部件和振動監測系統;
如圖3所示,所述堆芯測量系統包括若干個從壓力容器頂部插入堆芯的探測器組件,所述探測器組件包括液位探測器組件006和中子-溫度探測器組件007;所述液位探測器組件006和中子-溫度探測器組件007的信號輸出端分別穿出安全殼連接到堆芯冷卻監測信號處理設備009和堆芯中子通量信號處理設備008;
所述液位探測器組件包括內部為中空結構的兩支敏感元件M1和M2;所述M1的內部設置有兩支K型熱電偶HT1和UHT1,以及用于對HT1加熱的 電加熱器HE1;所述M2的內部設置有兩支K型熱電偶HT2和UHT2,以及用于對HT2加熱的電加熱器HE2;所述HT1和HT2均為主動端,UHT2為HT1的參考端,UHT1為HT2的參考端;所述敏感元件Ml和M2的內部均填充有絕緣層;所述絕緣層的材質為氧化鎂。
所述中子-溫度探測器組件包括組件外殼、自給能中子探測器組、內部密封結構、接插件、端部密封塞;所述自給能中子探測器組固定在所述組件外殼內,其包括N個自給能中子探測器,所述N個自給能中子探測器沿所述組件外殼軸向自下而上均勻間隔布置;自下而上的第i個銠自給能中子探測器的靈敏段中心距離反應堆燃料組件活性區下端面的垂直距離為其中i=1,2,3,…,N;H為反應堆燃料組件活性區的軸向高度;所述接插件密封固定在所述組件外殼的上端;所述端部密封塞密封固定在所述組件外殼的下端;所述內部密封結構密封固定在位于所述自給能中子探測器組上方的所述組件外殼的內部;所述N個銠自給能中子探測器的鎧裝電纜捆扎和固定,并沿著所述組件外殼軸向向上延伸,穿過所述內部密封結構,最終固定在所述接插件的針腳上。還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構上方區域的Pt100四線制溫度計,所述Pt100四線制溫度計包括4根引線;所述4根引線分別連接到所述接插件的4個針腳上。還包括固定在所述組件外殼內位于所述內部密封結構下方區域的熱電偶;所述熱電偶通過熱電偶延長線連接到所述接插件的針腳上。
采用自給能中子通量探測器實現堆芯中子通量的連續監測,采用熱傳導式液位傳感器實現堆芯關鍵點液位的監測,具有功能強大的和在線監測計算能力。
所述多樣性保護系統DAS采用不同于反應堆保護系統的設備,以防止與反應堆保護系統相同的共模故障的發生。
一種采用上述能動加非能動核蒸汽供應系統的核電站,其機組功率1000~1400MWe,平均可利用率大于等于90%,設計最大地面加速度0.3g,設置雙層安全殼,抗大型商業飛機撞擊。
由于設置了能動加非能動核蒸汽供應系統,完善了嚴重事故預防與緩解措施,使得堆芯損壞概率CDF低于10-6/堆年、早期大量放射性物質釋放概率LERF低于10-7/堆年。

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基于 177 能動 蒸汽 供應 系統 及其 核電站
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