核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統的制作方法
【技術領域】
[0001]本發明涉及核電站堆芯冷卻水應急注入的技術領域，尤其涉及核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統。
【背景技術】
[0002]核電廠在100%功率運行情況下，發生全廠斷電事故，這種核電站事故工況可能長期持續。在該核電站事故工況長期持續的情況下，此時，包括專設的安全設施以及核安全相關關系在內的所有交流電動泵都不能運行，這樣，大量蒸汽和發射性物質則會通過破口釋放到反應堆廠房內，且此時，放置在安全殼內的反應堆壓力容器中的堆芯，需要大量的散熱，帶走堆芯中熱量，避免堆芯熔毀或者導致反應堆壓力容器被熔穿的嚴重后果。
[0003]在安全殼中設有蒸發器，一般情況下，依靠蒸發器的導熱來帶走反應堆壓力容器中的熱量，而在核電站事故工況下，蒸發器傳熱失效的概率較大，且此時出現蒸發器傳熱失效時，反應堆則只能通過連接在其上的一回路中的冷卻水來帶走堆芯的熱量，且如果在核電站事故工況下，一回路的正常狀態無法工作，且現有的核電站中并未設置堆芯冷卻水應急注入系統，從而，則難以帶走反應堆壓力容器中的堆芯的熱量，從而，當安全殼內的反應堆壓力容器中的堆芯無法及時恢復堆芯冷卻時，則會直接導致反應堆堆芯熔毀或壓力容器被熔穿的嚴重事故后果，導致核燃料外泄，對外界環境造成核污染。
【發明內容】
[0004]本發明的目的在于提供核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統，旨在解決現有技術中，核電站事故工況時，蒸發器無法傳熱帶走反應堆壓力容器中的堆芯的熱量，堆芯熔毀或反應堆壓力容器被熔穿，導致核燃料外泄以及污染環境大氣的問題。
[0005]本發明是這樣實現的，核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統，堆芯位于反應堆壓力容器中，所述反應堆壓力容器置于安全殼的廠房內，所述核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統包括兩第一管道、移動泵以及兩第二管道，兩所述第一管道均連通所述反應堆壓力容器內的一回路的主管道及水箱，兩所述第二管道分別對應連接于兩所述第一管道，所述移動泵的出水口及進水口分別通過連接管對應連通兩所述第二管道。
[0006]進一步地，各所述第二管道上設有兩第二隔離閥及連接口，所述連接口置于兩所述第二隔離閥之間，兩第二管道上的連接口通過所述連接管分別連接于所述移動泵的出水口及進水口。
[0007]進一步地，所述水箱上連接有溢流管道，所述溢流管道設有用于與補水管線連接的補水接口。
[0008]進一步地，所述溢流管道上設有兩第一隔離閥，所述補水接口設于兩第一隔離閥之間。
[0009]進一步地，所述溢流管道上設有逆流閥，所述逆流閥設于所述補水接口的上游。
[0010]進一步地，所述溢流管道上的補水接口設于核電站的廠房的墻外。
[0011]進一步地，所述核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統包括移動平臺，所述移動泵置于所述移動平臺上。
[0012]進一步地，所述移動平臺為拖車，所述拖車上設有用于放置移動泵的平臺。
[0013]進一步地，所述移動泵為柴油電機驅動。
[0014]進一步地，于1.5MPa的背壓下，所述移動泵的注水流量速度范圍為110m3/h?120m 3/h。
[0015]與現有技術相比，當核電站處于事故工況時，水箱中的冷卻水可以通過第一管道、移動泵以及第二管道形成的回路，注入反應堆壓力容器中，對其中的堆芯進行冷卻，這樣，可以避免堆芯的燃料包殼被熔化，以致堆芯熔毀或反應堆壓力容器被熔穿的現象，或者，即使在堆芯熔穿反應堆壓力容器之前，通過該堆芯冷卻水應急注入系統注入冷卻水，可以使得堆芯長期處于冷卻狀態，避免燃料外泄，避免核污染現象的發生。
【附圖說明】
[0016]圖1是本發明實施例提供的核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統的主視示意圖；
[0017]圖2是本發明實施例提供的核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統的局部王視不意圖。
【具體實施方式】
[0018]為了使本發明的目的、技術方案及優點更加清楚明白，以下結合附圖及實施例，對本發明進行進一步詳細說明。應當理解，此處所描述的具體實施例僅僅用以解釋本發明，并不用于限定本發明。
[0019]如圖1?2所示，為本發明提供的較佳實施例。
[0020]以下結合具體附圖對本發明的實現進行詳細的描述。
[0021]本實施例提供的核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統I，其運用在如下工況中，即當核電站全廠停電，且核電站二次側無法給蒸發器注入冷卻水，反應堆通過蒸發器傳熱失效的工況下。
[0022]在實際情況中，反應堆壓力容器3中裝置了堆芯，且該反應堆壓力容器3放置在安全殼2中，安全殼2為預應力鋼筋混泥土制成，其厚度較大，這樣，其對反應堆起到保護作用，即使反應堆壓力容器3爆裂，安全殼2依舊可以將反應堆中核燃料限制在其內的廠房21中，避免其泄漏至外部環境中。
[0023]安全殼2作為核電站第三道防護結構，其中具有廠房21，在其廠房21內放置有反應堆壓力容器3，堆芯則放置在反應堆壓力容器3中。這樣，堆芯則處于反應堆壓力容器3以及安全殼2的雙重保護結構中，當核電站處于事故工況時，如果反應堆壓力容器3中沒有及時注入冷卻水，堆芯的反應余熱將造成堆芯熔融，并且在堆芯沒有得到有效冷卻的情況下，其散發的熱量將熔穿反應堆壓力容器3，從而堆芯暴露在安全殼2中，當安全殼2反應堆壓力容器3在高壓熔堆的情況下，安全殼2則可能會因超壓損壞，導致放射性物資外泄，導致核污染。
[0024]本實施例中，核電站事故工況下堆芯冷卻水應急注入系統I包括兩列第一管道102、移動泵106以及兩列第二管道103，其中，兩第一管道102的一端連通換料水箱101，另一端通過反應堆冷卻劑回路連通反應堆壓力容器3內的一回路的主管道，也就是兩第一管道102均連通水箱101及反應堆壓力容器3，這樣，在核電站處于正常狀態下，其可以正常運作，水箱101中的冷卻水直接通過該兩第一管道102注入反應堆中，并淹沒反應堆壓力容器3中的堆芯，通過該冷卻水可以帶走堆芯的熱量，可以有效防止堆芯中燃料包殼熔化，堆芯中燃料的溫度不會達到1024°，可以保證堆芯中燃料包殼的完整性，實現嚴重事故預防。
[0025]當核電站處于事故工況時，上述的正常運作作態則不能實現，從而無法實現給反應堆壓力容器3中注入冷卻水。
[0026]兩第二管道103分別對應連通兩第一管道102，上述的移動泵106具有進水口及出水口，移動泵106的進水口及出水口分別通過連接管對應與兩第二管道103連通，這樣，水箱101、兩個第一管道102、移動泵106以及第二管道103以及反應堆壓力容器3之間則形成一個回路。
[0027]這樣，當核電站處于事故工況時，此時，完全依靠第一管道102向反應堆壓力容器3中注水已經失效，此時，需要對堆芯進行冷卻水應急注入，分別將移動泵106的進水口及出水口對應通過連接管分別連通兩第二管道103，這樣，在移動泵106的作用下，水箱101中的水經由一第一管道102，并分別通過一第二管道103、連接管及移動泵106，再進入另一第二管道103及另一第一管道102中，最后被注入反應堆壓力容器3中，淹沒堆芯，對堆芯實現冷卻效果。
[0028]利用本實施例中的堆芯冷卻水應急注入系統1，無論核電站處于正常狀態，或者處于事故狀態，其都可以滿足給反應堆壓力容器3中的堆芯進行注水，冷卻堆芯，避免堆芯的燃料包殼熔化，避免反應堆壓力容器3中的壓力及溫度升高，進而，避免堆芯熔毀或反應堆壓力容器3被熔穿的嚴重后果。
[0029]即使在核電站發生事故前，本實施例中的堆芯冷卻水應急注入系統I未能啟動，在反應堆壓力容器3被堆芯熔穿之前，啟動該堆芯冷卻水應急注入系統1，也可以防止堆芯熔化后的熔融物重置下封頭和反應堆壓力容器3失效，使得堆芯長期處于冷卻狀態。
[0030]兩第一管道102的一端分別形成連接在水箱101上的取水口，另一端形成連接在反應堆壓力容器3上的注入口，當核電站處于正常狀態時，水箱101中的冷卻水經由第一管道102的取水口進入第一管道102中，并經由第一管道102的注入口，冷卻水進入反應堆壓力容器3中；當核電站處于事故狀態時，此時，由于第二管道103及移動泵106的接入，水箱101中冷卻水通過一第一管道102的取水口進入,依序經由一第一管道102、一第二管道
103、連接管、移動泵106、另一第二管道103以及另一第一管道102，最后冷卻水經由另一第一管道102的注入口，進入反應堆壓力容器3中，對堆芯進行冷卻。
[0031]為了保證水箱101中的冷卻水足夠使用，水箱101上設置有溢流管道104線104，核電站處于正常狀態時，該溢流管道104