一种非能动核电站辅助降压系统的制作方法

本实用新型涉及一种辅助降压系统，具体而言涉及一种非能动核电站辅助降压系统。
背景技术：
：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，则会对工作人员、周边居民以及生态环境带来巨大的威胁。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，在提高了核电站的安全可靠性的同时大大简化了核电站的安全系统。现有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。在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯停止反应，主泵停机，蒸汽发生器出口的主蒸汽管线上的主蒸汽隔离阀关闭。由于主蒸汽隔离阀关闭，蒸汽发生器的二次侧内的饱和水蒸发产生的蒸汽无法输送给蒸汽轮机，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。随着事故进程的发展，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入，主回路系统内的温度和压力不断下降，因而蒸汽发生器二次侧由起初的热阱变为热源，反而向主回路系统释放热量，这显然不利于主回路系统的冷却和降压。图4示出了在主回路系统冷段发生大约5cm小破口事故的情况下，主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化的曲线图。图4中，实线为主回路系统压力，虚线分别是两台蒸汽发生器二次侧的压力。通过图4可以看出，最初主回路系统压力P0高于蒸汽发生器二次侧内的压力，但是随着事故条件下主蒸汽隔离阀13的关闭，通过主回路系统的自然循环，部分反应堆堆芯余热传递给蒸汽发生器二次侧内的饱和冷却水，饱和冷却水蒸发使得蒸汽发生器二次侧内的压力升高。如图4所示，由于小破口和反应堆堆芯应急冷却系统的投入使得主回路系统的温度和压力逐步降低，蒸汽发生器二次侧内的压力将高于主回路系统的压力。相应的，蒸汽发生器二次侧内的换热介质的温度将高于主回路系统内换热介质的温度，U型管由于完全置于蒸汽发生器二次侧空间内，因此将导致过热蒸汽在U型管内部聚集，不再参与主回路冷却循环，这不利于主回路系统冷却和降压。因此，需要提供一种非能动核电站辅助降压系统，有效改善主回路系统冷却和降压，保证主回路系统及时得到补水和充分冷却，降低或者消除反应堆堆芯冷却风险，有助于改善核电站抗击小破口事故的能力。技术实现要素：本实用新型的目的是提供一种新型的辅助降压系统，在非能动核电站中需要补偿或增强降压能力时，充分利用非能动核电站事故条件下，热蒸汽在系统或设备高处聚集的特性，利用辅助降压系统，排放或冷凝热蒸汽，达到快速有效降低系统压力的目的，以便重力驱动的安注系统（IRWST重力安注）能够顺利启动，保证系统及时得到补水和充分冷却，消除堆芯裸露风险，对于提高核电站应对超设计基准事故的能力，提升系统安全裕量，面向未来更高功率堆型技术开发都具有有益效果。根据本实用新型的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有隔离阀和压力释放阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，所述压力释放阀的释放压力调整为安全壳内置换料水箱的水位压头值。根据本实用新型的优选实施例，所述隔离阀为爆破阀门。根据本实用新型的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，若系统压力还未降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值，则压力释放阀开启，通过热蒸汽排放，辅助系统降压，在系统压力降低到安全壳内置换料水箱的水位压头值以下，安全壳内置换料水箱安注启动，压力释放阀关闭，辅助降压停止工作。根据本实用新型的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的顶封头上的单独蒸汽排放管线，在排放管线上串联有喷淋器、隔离阀和高位水箱，所述高位水箱与堆芯补水箱的压力平衡管线相接，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启。根据本实用新型的优选实施例，所述喷淋器为倒J型喷淋器。根据本实用新型的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，通过高位水箱连接管线对上封头进行冷却水注入。根据本实用新型的优选实施例，根据蒸汽潜热值，蒸汽及冷却水密度，按照下式进行冷却水注入量的估算：，其中，m为所需的冷却水量，V为上封头体积，为蒸汽密度，为潜热焓，为注入冷却水的过冷焓。根据本实用新型的优选实施例，提出了一种用于非能动核电站的辅助降压系统，其特征在于，其包括设置在反应堆压力容器的一体化顶封头装置内的喷洒器，所述喷洒器包括一组或多组喷洒分配器，喷洒器连接到隔离阀，所述隔离阀用于在正常运行下保持零泄漏并且在事故条件下完全开启，隔离阀连接到水源，所述一体化顶封头装置包括底部的进风口和顶部的出风口，其利用进风口和出风口将喷洒蒸发产生的蒸汽带出。根据本实用新型的优选实施例，所述水源为高位水箱，单独设置的水源，或已有的安全壳内置换料水箱。根据本实用新型的优选实施例，当系统发生破口非能动系统顺序投入，收到第四级自动降压系统阀门确认开启信号，经过40秒延时后，启动辅助降压系统，其中将排放管线上的隔离阀开启，当安全壳内置换料水箱注入启动，注入管线流量>500t/h时，关闭隔离阀。附图说明下面将结合附图来详细地论述本实用新型的上述和其他方面，附图中：图1示出了非能动核电站的主回路系统。图2为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的示意图。图3为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的地坑长期冷却循环过程的示意图。图4示出了在小破口事故的情况下主回路系统和两台蒸汽发生器二次侧内的压力在破口发生后随时间变化的曲线图。图5为ACME试验台架2英寸小破口事故瞬态过程中，反应堆压力容器内的混合液位高度随时间变化曲线。图6为ACME试验台架2英寸小破口事故瞬态过程中，反应堆压力容器内的上封头内部温度随时间变化曲线。图7为倒J型喷淋器的结构示意图。图8示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的实施例。图9示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。图10示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。附体标记列表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5U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14非能动余热排出热交换器15第一补水箱16第二补水箱17主补水箱18直接安注管19压力平衡管线20第一级自动降压阀21第二级自动降压阀22第三级自动降压阀23主自动降压阀24地坑滤网51-53单向阀54-55爆破阀56截止阀60鼓泡器65蒸汽发生器二次侧泄压阀66蒸汽发生器壳体换热器67换热回路管线68壳外换热器69隔离阀70稳压阀100第一连接管路102第二连接管路104第三连接管路105地坑106地坑回流管路具体实施方式以下说明参照附图描述了本实用新型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实用新型。为了教导本实用新型技术方案，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实用新型的保护范围内。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实用新型的多个变型。由此，本实用新型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。在本文中冷却剂例如可以为冷却水。可以实现冷却功能的适合在核电站系统使用的其他冷却剂也在本实用新型的范围内。在本领域中，一般大破口是指破口面积大于等于10平方英尺，小破口是指破口面积小于10平方英尺的破口。图1示出了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。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被输送给蒸汽轮机（图1中未示出），带动蒸汽轮机发电，从而将反应堆堆芯产生的热量转变为电能。图2为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的示意图。其中，反应堆堆芯应急冷却系统包括第一补水箱15（单个存储有大约70吨的冷却水）、第二补水箱16（单个存储有大约57吨的冷却水和大约5MPa的气体）、主补水箱17（存储有大约2100吨的水）、位于主补水箱17中的非能动余热排出热交换器14和鼓泡器60、四级自动降压系统、地坑105、地坑滤网24、地坑回流管路106以及设置在地坑回流管路上的爆破阀55。第一补水箱15、第二补水箱16、主补水箱17分别通过第一连接管路100、第二连接管路102、第三连接管路104以及设置在各个连接管路上的单向阀51-53且通过直接反应堆安注管18与反应堆压力容器2连通，其中第一连接管路100可以设置有截止阀56，第三连接管路104可以设置有爆破阀54，截止阀56和爆破阀54都用于防止水箱内冷却水非正常的注入。第一补水箱顶部通过压力平衡管线19与主回路系统冷段3连通，从而使得第一补水箱15中的压力与主回路系统的压力保持一致，四级自动降压系统包括第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22以及主自动降压阀23，第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的入口端以并联方式连接到稳压器11上并将第一级自动降压阀20、第二级自动降压阀21、第三级自动降压阀22的出口端以并联方式连接到放置于主补水箱17中的鼓泡器60上，主自动降压阀23与主回路系统热段4连通，非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3（未示出）和主回路系统热段4连通，依靠冷却剂密度差在非能动余热排出热交换器14与主回路系统冷段3和主回路系统热段4之间建立了自然循环。反应堆压力容器2设置在地坑105中，地坑105中的冷却水通过地坑回流管路106、地坑滤网24和设置在地坑回流管路中的爆破阀55且通过直接安注管18与反应堆压力容器2连通。图3为非能动核电站反应堆堆芯应急冷却系统的地坑长期冷却循环过程的示意图。地坑内收集的冷却水在密度差形成的驱动力的作用下通过地坑滤网24、地坑回流管线106和设置在地坑回流管线上的爆破阀55注入反应堆压力容器2中，反应堆堆芯余热产生的蒸汽经主自动降压阀23排放至安全壳内，建立了自然循环，并且安全壳内的蒸汽通过安全壳冷却系统进行冷却，冷凝水在安全壳内回流至地坑，向地坑补充冷却水。通过这样的循环方式将反应堆堆芯余热传递给作为最终热阱的安全壳外的周围大气，保持反应堆堆芯持续冷却，防止反应堆堆芯超温融化而发展更为严重的事故。以上参照图1-3对非能动核电站进行了简要描述。需要说明的是，能动核电站类似地也包括主回路系统和与其连通的反应堆堆芯应急冷却系统，这对于本领域技术人员而言是已知的，本文不再详细描述。在核电站发生小破口事故的情况下，主回路系统（如图1所示）中的冷却水从小破口向安全壳内喷放，反应堆压力容器2内的压力下降，主回路系统中的冷却水减少，导致稳压器11中的水位降低，将触发反应堆停堆安全信号，反应堆堆芯1停止反应，主泵9停机，蒸汽发生器6出口的主蒸汽管线12上的主蒸汽隔离阀13关闭。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机（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。因此本实用新型提供了一种新型的辅助降压系统。在非能动核电站中需要补偿或增强降压能力时，充分利用非能动核电站事故条件下热蒸汽在系统或设备高处聚集的特性，利用辅助降压系统，排放或冷凝热蒸汽，达到快速有效降低系统压力的目的，以便重力驱动的安注系统（IRWST重力安注）能够顺利启动，保证系统及时得到补水和充分冷却，消除堆芯裸露风险。下面将详细介绍本实用新型的非能动核电站辅助降压系统。作为辅助降压系统，仅在需要增强系统降压能力时启动，其他条件下不投入使用。针对IRWST（安全壳内置换料水箱）安注启动前被识别为非能动核电站安全最危险时期的特性，可以采用逻辑判断方式来识别是否需要启动辅助降压系统。一种简单的控制方式，是在自动降压系统（如第四级自动降压系统，ADS4）开启确认信号产生后，开启该辅助降压系统，辅助系统进行降压。使得主回路系统压力快速降至重力安注可以投入的压力，使得重力安注顺利投入，保证堆芯持续冷却，减小堆芯裸露的风险，提高核电站的安全裕量。自然驱动力的引入，在大大提高应急堆芯冷却系统可靠性的同时，由于其驱动力相对较小，需要确保在小驱动力条件下，冷却水同样能够顺利注入反应堆堆芯。非能动堆芯冷却系统的主要设计特点是在配备了一套分别在高中低压力等级下启动的安注子系统外，相应的配套了一套由第一级至第三级自动降压系统ADS1-3及ADS4组成的共4级的自动降压系统以实现系统逐步可控的降压，以使安注系统能够启动冷却水注入功能。其中ADS1-3从稳压器顶部引出，具有两列并联管路，每一列并联管路上又由并列的三级泄压管路构成，每一列成为降压系统的一级。ADS1-3这三级降压系统为高压下的自动降压系统，通常将系统从10MPa以上的较高压力，可控的降至1MPa以下。而ADS4直接从主回路的两支热管引出，共两列，每列ADS4又有两列并联的泄压管路构成。ADS4为低压下的自动降压系统，通常将系统由1MPa以下的压力泄放至接近安全壳内环境压力，以使依靠重力驱动的IRWST安注系统可以启动。通过理论分析、数值模拟、以及大型非能动核电站的整体性试验（ACME试验），发现在小破口事故发生后，由于蒸汽密度远远小于液体，会有相当量的过热蒸汽聚集在主回路系统或设备中相对位置较高的局部区域，其中最主要的为倒U型管和反应堆压力容器（RPV）上封头。图5为ACME试验台架2inch小破口事故瞬态过程中，RPV内的混合液位高度随时间变化曲线，其中横轴为时间（单位：秒）；纵轴为混合液位高度（单位：毫米），图5中的虚线表示上封头的高度，曲线表示混合液位高度。从结果可以看出RPV内的混合液位明显低于上封头区域，混合液面为汽液相分离的物理界面，在混合液位以上的区域为蒸汽区，因此上封头区域为蒸汽占据的区域。图6为ACME试验台架2inch小破口事故瞬态过程中，RPV内的上封头内部温度随时间变化曲线，其中横轴为时间（单位：秒）；纵轴为上封头内部温度（单位：摄氏度），由试验可知上封头区域内的温度高于系统对应压力下的饱和温度。结合图5和6的结果可以看出，RPV顶部的上封头区域基本始终为过热蒸汽所占据区域，表明事故条件下上封头存有相当量的过热蒸汽。这一点特性与汽相密度低并因此聚集在系统相对高点位置/区域是相一致的。因此，如果能够充分利用过热蒸汽聚集于系统或设备高点这一特性，对这样的特定区域采取蒸汽排放或者将其冷凝的方法，可以有效的达到降低系统压力、便于IRWST重力注入启动的目的。根据本实用新型的优选实施例，可以采用热蒸汽释放法来辅助降压。其中，增加自动降压系统级数，或者增加同一级系统的并联泄放管路，是最为直接的提高降压系统能力的途径。但是该方法最关键的问题是在于泄压系统本身的运行在通过系统质能泄放降低系统压力的同时，系统内的冷却剂也会出现一定的丧失，解决这对矛盾的方法是将泄压系统提升标高，在泄放压力的同时，减少液态冷却剂的损失。但是如果能够专门针对蒸汽聚集的区域进行蒸汽压力释放，既能达到释放压力的效果，又能大大消除液体的损失。因此，辅助降压的方法之一可以采用针对RPV上封头增设辅助降压支路的方式。根据本实用新型的优选实施例，也可以采用内部直接冷凝法来辅助降压。在不考虑将过热蒸汽移出系统以外的条件下，对这些系统内的过热蒸汽进行冷凝，由于其体积的巨大收缩，系统压力将明显下降，同时并不损失系统内原有的冷却剂，也是一种有效的降压方式。在RPV上封头过热蒸汽聚集的区域采用直接喷淋的方式，可以以很小的喷淋量获得很大的冷凝量，这种直接接触冷凝是最快速的冷凝方法，压力降迅速降低，但是容易引发水锤问题，因此需要控制冷凝速率，不能过快，因此喷淋需要考虑特殊淋水结构，例如倒J型喷淋器，如图7所示。根据本实用新型的优选实施例，也可以采用外部换热冷凝法来辅助降压。除了直接在内部进行喷淋冷凝外，可以利用上封头金属壁面导热的方式，间接对内部热蒸汽进行换热冷凝。通过对RPV上封头外部表面进行冷却，能够增加内部热蒸汽传给压力容器顶封头金属内壁面的总热量，通过上封头外部导出热量的方式间接冷凝内部过热蒸汽。封头外部热量导出方式可采取对封头设备直接进行喷淋冷凝，维持上封头金属温度低于系统压力对应的饱和温度。根据本实用新型的优选实施例，辅助降压系统可以采用能动方式，也可采用非能动工作方式。在选择技术路线上，例如对于非能动核电站，为保持非能动核电站设计的非能动安全的核心设计理念，设计上就要按照非能动驱动方式来考虑。同样采用的驱动力为重力、压缩气体压力等自然力。图8示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的实施例。如图8所示，在RPV顶封头单独增设一条蒸汽排放管线，管线上串联有隔离阀和压力释放阀。隔离阀用于保持正常运行下的零泄漏和事故条件下的完全开启，优选地采用爆破阀门。压力释放阀的释放压力调整为IRWST水位压头值。当系统发生破口，非能动系统顺序投入后，ADS4启动并收到ADS4阀门确认开启信号，并经过一定延时后（例如经过延时40秒，该数值可根据堆功率水平对应的堆芯液体蒸发量进行计算），启动辅助降压系统。排放管线上的爆破阀门开启，此时，若系统压力还未降低到IRWST水压压头压力，则压力释放阀开启，通过热蒸汽排放，辅助系统降压，在系统压力降低到IRWST水位压头值以下，IRWST安注启动后，压力释放阀关闭，辅助降压停止工作。图9示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。如图9所示，在RPV顶封头单独增设一条蒸汽排放管线，管线上串联有喷淋器、隔离阀和高位水箱，采用对RPV上封头内聚集的热蒸汽进行直接接触冷凝的方式。隔离阀用于保持正常运行下的零泄漏和事故条件下的完全开启，优选地采用爆破阀门。为了保证阀门开启后能够向热蒸汽区淋水，水箱的另一端与CMT（堆芯补水箱）的PBL（压力平衡管线）相接，保持水箱压力和系统压力相等，仅利用水箱相对的高位差作为驱动力。另外，由于直接接触的冷凝速率非常快，易诱发水锤，因此要在喷淋出口增加防止水锤的结构，如倒J型喷淋器（图7），控制接触冷凝的速率。当系统发生破口，非能动系统顺序投入后，ADS4启动并收到ADS4阀门确认开启信号，并经过一定延时后（例如经过延时40秒，该数值可根据堆功率水平对应的堆芯液体蒸发量进行计算），启动辅助降压系统。由此，当系统需要辅助降压时，开启管线上的隔离阀，通过高位水箱连接管线对上封头进行冷却水注入，导致聚集的热蒸汽冷凝，达到系统迅速降压的目的。由于直接接触冷凝量很大，因此所需注入的冷却水量很少。水箱体积相应也较小。根据蒸汽潜热值，蒸汽及冷却水密度，按照下式进行冷却水注入量的估算：其中，m为所需的冷却水量，V为上封头体积，为蒸汽密度，为潜热焓，为注入冷却水的过冷焓。图10示出了根据本实用新型的非能动核电站辅助降压系统的另一个实施例。如图10所示，在RPV的一体化顶封头装置内增设RPV封头外部喷淋冷却，通过热量传递方式达到RPV内部过热蒸汽冷凝的效果。如图10所示，喷洒器设置于RPV的一体化顶封头内，设置一组或多组喷洒分配器。喷洒器连接到隔离阀，该隔离阀用于保持正常运行下的零泄漏和事故条件下的完全开启，优选地采用爆破阀门。之后可以与高位水箱连接以向其提供水源。其中，辅助降压系统的水源可以来自高位水箱，可以单独设置，也可以采用已有的IRWST。当收到辅助降压系统启动信号时，打开管线上的隔离阀，对上封头进行冷却喷洒。同时，利用一体化顶封头冷却装置，该一体化顶封头冷却装置包括底部的进风口和顶部的出风口，其利用进风口和出风口将喷洒蒸发产生的蒸汽带出。RPV内部热蒸汽热量逐步移除，系统压力逐步降低，达到辅助降压目的。当系统发生破口，非能动系统顺序投入后，ADS4启动并收到ADS4阀门确认开启信号，并经过一定延时后（例如经过延时40秒，该数值可根据堆功率水平对应的堆芯液体蒸发量进行计算），启动辅助降压系统。当IRWST注入启动，注入管线流量>500t/h（该数值可根据电站具体设计及安全分析结果进行调整）流量时，辅助降压系统关闭，关闭喷洒管线隔离阀。此时，系统仅依靠原有ADS降压系统和IRWST的持续安注就可以保持堆芯补水及冷却。上面已经参照具体实施例详细描述了本实用新型，显然，在不脱离所附权利要求中所限定的本实用新型范围的情况下，可以进行更改和变化。更具体地，尽管本实用新型的一些方面在本文中被确定为优选的或者有利的，但是本实用新型不必限制于本实用新型的这些优选实施例。当前第1页1 2 3