压水堆核电厂综合非能动安全系统的利记博彩app
【技术领域】
[0001]本发明涉及核电安全领域，更具体地说，本发明涉及一种压水堆核电厂综合非能动安全系统。
【背景技术】
[0002]随着人们对日本福岛核事故的深入了解，有关方面对核电厂安全性能提出了更高的要求，中国也出台了《“十二五”期间新建核电厂安全要求》、《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》、《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》等一系列安全要求。这些新出台的安全要求中，均强调要汲取福岛核事故的经验教训，对于超设计基准工况以及严重事故，要从纵深防御的角度提出预防和缓解措施，尤其是对极端外部事件的设防方面，要求采取纵深防御措施，通过多层次防御，预防和缓解极端外部事件导致的严重事故。
[0003]从堆芯和乏燃料水池导出热量是三大基本核安全功能之一。福岛核事故后，不依赖于电源的非能动安全系统在新研发的先进轻水堆核电厂中的应用越来越受到重视，因此，在新核电厂的设计中，当发生全厂交流电完全丧失或正常冷链完全丧失等极端事故工况下，都是通过非能动手段来导出堆芯、安全壳和乏燃料水池的热量的。这些常见的非能动安全系统包括:二次侧非能动余热导出系统；非能动堆坑注水系统；非能动安全壳热量导出系统；非能动乏燃料水池补水系统等。
[0004]上述各个非能动安全系统在事故后均依靠自然对流、自然循环、重力等非能动特征来带出事故后堆芯、安全壳和乏燃料的热量，保证核电厂的安全。它们有一个共同的特征，那就是都需要一个高位水源。在已公开的核电厂中，各系统的水箱都是单独设置，从而导致了核电厂设计复杂、水源布置困难、各水箱不能得到充分利用等问题，经济性很差。
[0005]有鉴于此，确有必要一种提供能够解决上述问题的压水堆核电厂综合非能动安全系统。
【发明内容】
[0006]本发明的目的在于:提供一种压水堆核电厂综合非能动安全系统，其在事故后使用综合水箱为多个非能动安全系统提供冷却水源，以解决核电厂非能动安全系统水源整合的问题。
[0007]为了实现上述发明目的，本发明提供了一种压水堆核电厂综合非能动安全系统，其包括多个非能动安全系统和一个为所述多个非能动安全系统提供冷却水源的综合水箱；综合水箱布置在安全壳外的高位，包括至少三个实体隔离的独立分区，不同的独立分区之间由可开闭的分区间连通设施连接；每一独立分区均设置有至少一个与非能动安全系统连接的对外连接接口，使得整个综合水箱能够为多个非能动安全系统提供冷却水源。
[0008]优选地，所述多个非能动安全系统包括二次侧非能动余热导出系统、非能动堆坑注水系统、非能动安全壳热量导出系统和非能动乏燃料水池补水系统，这些非能动安全系统均由综合水箱提供冷却水源。
[0009]优选地，每一独立分区均设置有与二次侧非能动余热导出系统以及非能动安全壳热量导出系统连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动堆坑注水系统连接的对外连接接口，至少一个独立分区设置有与非能动乏燃料水池补水系统连接的对外连接接口。
[0010]优选地，所述二次侧非能动余热导出系统为每一蒸汽发生器均配备有一列非能动余热导出回路，各列非能动余热导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
[0011]优选地，每一为非能动余热导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有SPRHR冷凝器；SPRHR冷凝器的热侧进口管和热侧出口管分别伸出所在的独立分区，并与一列SPRHR回路对应连接。
[0012]优选地，至少一个独立分区的下部设置有堆坑注水接口，堆坑注水接口与为堆坑和/或堆坑注水箱注水的堆坑注水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动堆坑注水系统提供注水/补水。
[0013]优选地，所述非能动安全壳热量导出系统设置有一个或多个非能动的安全壳热量导出回路，各列安全壳热量导出回路分别与不同的独立分区连接而由其提供冷却。
[0014]优选地，每一安全壳热量导出回路均为由安全壳内蒸发器、上升管、安全壳外冷凝器和下降管依次连接而形成的封闭回路；每一为安全壳热量导出回路提供冷却的独立分区均在下部设置有一个冷凝器隔间，冷凝器隔间中布置有安全壳外冷凝器；安全壳外冷凝器的进口管和出口管分别伸出所在的独立分区，并与对应的安全壳热量导出回路的上升管和下降管对应连接。
[0015]优选地，至少一个独立分区的下部设置有乏燃料补水接口，乏燃料补水接口与乏燃料水池补水管线连接，以便在严重事故发生后为非能动乏燃料水池补水系统补水。
[0016]优选地，所述综合水箱的所有独立分区的总容量之和不小于满足二次侧非能动余热导出系统、非能动安全壳冷却系统、非能动堆坑注水系统和乏燃料水池重力补水系统四大安全系统事故后24小时或72小时的需水量总和。
[0017]优选地，所述综合水箱还包括水箱循环加药设施和压力控制设施。
[0018]优选地，所述压力控制设施为一条将综合水箱的气空间与大气连通的压力控制管线，压力控制管线为可开闭管线，且安装有呼吸阀。
[0019]优选地，所述综合水箱中设置有隔离墙，隔离墙将水箱底部的空间分隔为不同的独立分区；这些独立分区上方的气空间互相连通，底部的冷却水收容空间则通过可开闭的分区间连通设施相连。
[0020]优选地，每一独立分区均配置有充水管线、排水管线、蒸汽排放口、水位及水温监测仪表。
[0021]优选地，所述充水管线包括正常补水接口和临时补水接口，使得独立分区在正常运行情况下可接受消防水池的补水，事故后可接受临时水源的补水。
[0022]优选地，所述蒸汽排放口设置在综合水箱的顶部，并且与独立分区相对应，用于事故工况下系统投运后综合水箱内产生大量蒸汽时进行排放，使热量最终排向大气环境。
[0023]优选地，所述综合水箱为土建构筑物，其箱体由钢筋混凝土墙板构成，并在箱体内壁锚固不锈钢衬里板作为钢覆面。
[0024]优选地，所述综合水箱环绕安全壳的上部外壁布置或是布置在安全壳的顶部
[0025]与现有技术相比，本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统的综合水箱可同时作为多个非能动安全系统的高位水源，实现了事故后余热导出的功能，因此，能够在保证核电厂安全性的同时，提高核电厂的经济性。
【附图说明】
[0026]下面结合附图和【具体实施方式】，对本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统及其有益效果进行详细说明。
[0027]图1为本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统的流程原理示意图。
[0028]图2为本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统的综合水箱分区和接口示意图。
【具体实施方式】
[0029]为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和【具体实施方式】，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的【具体实施方式】仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
[0030]请参阅图1和图2，本发明压水堆核电厂综合非能动安全系统包括多个非能动安全系统和一个为这些非能动安全系统提供冷却水源的综合水箱40。
[0031]综合水箱40环绕安全壳10的上部外壁布置，其包括三个实体隔离的独立分区42、44、46、分区间共用设施以及分区间连通设施402。综合水箱40为土建构筑物，其箱体由钢筋混凝土墙板构成，并在箱体内壁锚固不锈钢衬里板作为钢覆面，以防止渗漏和维持水质。综合水箱40中设置有隔离墙400，从而将水箱底部的空间分隔为不同的独立分区42、44、46。这些独立分区42、44、46之间虽然由隔离墙400分隔，但上方的气空间却互相连通，底部的冷却水收容空间又通过可开闭的分区间连通设施402相连。
[0032]每一独立分区42、44、46均配置有充水管线、排水管线、蒸汽排放口 404、水位及水温监测仪表以及一个或多个对外连接接口。充水管线包括正常补水接口和临时补水接口，使得独立分区42、44、46在正常运行情况下可接受消防水池的补水，事故后可在