非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法
【技术领域】
[0001] 本发明涉及对核反应堆非能动蓄压安注技术的改进。具体而言，本发明涉及一种 新型的在不影响发生大破口事故情况下原有蓄压安注设计功能的前提下在发生小破口事 故时能够充分利用蓄压安注功能的非能动蓄压安注系统和非能动蓄压安注方法。
【背景技术】
[0002] 1979年美国三哩岛、1986年前苏联切尔诺贝利以及2011年日本福岛核电厂事 故发生后，全球范围更加关注超设计基准事故和严重事故，严重事故的预防和缓解成为核 电站设计必须考虑的因素。美国西屋公司开发的AP600和AP1000,以及我国自主研发的 CAP1400均采用了非能动安全技术用于预防和缓解核电站事故，保证反应堆安全。
[0003] 非能动安全技术是指在事故条件下完全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，而无需使用泵及外部交流 电源。因此，在提高了安全可靠性的同时大大简化了安全系统。
[0004] 图1为一种现有技术的非能动堆芯冷却系统的示意性布置图（参见《非能动安 全先进压水堆核电技术》，欧阳予，林诚格等，原子能出版社，2010)。美国西屋公司开发的 AP600是全世界范围内最早取得设计许可的非能动核电站，在AP600的基础上，美国西屋 公司进一步开发出了功率更高的AP1000。在引进AP1000技术的基础上，我国自主开发了 CAP1400非能动核电站。非能动核电站的核心安全系统--非能动堆芯冷却系统（Passive Core-coolingsystem，简写PXS)的流程图如图1(来自AP1000designandcontrol document(Rev. 17))所示。当核电站出现事故-如被重点关注的小破口事故（SBL0CA) 时，非能动堆芯冷却系统将提供堆芯的应急冷却，防止堆芯超温融化而发展为严重事故。
[0005] 上面提到的这三种堆型所配备的PXS总体结构及运行原理相同，这套系统包括 有：1)非能动余热排出系统（PRHR)，用于事故初期堆芯余热的应急排出，依靠于自然循环 驱动；2)非能动安注系统，该系统由堆芯补水箱（CMT)，蓄压安注箱(ACC)，安全壳内换料水 箱（IRWST)以及相应的安注管线组成，在失水事故下向堆芯提供应急冷却水，实现高压、中 压、低压安注。堆芯补水箱5,蓄压安注箱6和安全壳内换料水箱3分别依靠自然循环、压 缩气体及重力实现注入；3)自动降压系统（ADS)，该系统由4级ADS组成，其中1-3级位于 稳压器（PZR)顶部，第4级（ADS4)位于热管段顶部，在典型的小破口事故（SBL0CA)情况下， 由CMT水位信号触发，依次打开，实现一个系统可控的降压过程，从而使得依靠自然力驱动 的注入及循环冷却过程得以实现。
[0006] 术语定义(大破口和小破口） 对于压水堆核电站主回路系统压力边界出现的破口失水事故（L0CA)，依据破口尺寸大 小，存在大破口失水事故（LBL0CA)和小破口失水事故（SBL0CA)两种事故瞬态过程截然不 同的事故类型。在大破口失水事故条件下，一旦主回路系统出现破口，如主管道双端断裂事 故，系统压力迅速降低，主回路内冷却剂短时间内大量闪蒸；而小破口事故条件下，虽然系 统出现破口，但是由于破口尺寸较小，系统压力下降缓慢，并在系统压力降至饱和压力时还 会出现压力相对稳定的时期。实际上，具体破口大小上的区分与堆型功率具体相关，例如， 对于AP1000，（designcontroldocuments)DCD文件以10ft2的破口面积作为区分，大于等 于10ft2为大破口，小于10ft2的为小破口。特别的当破口直径小于2-英寸时为典型小破 口尺寸，该尺寸的小破口对系统安全的挑战最为典型，因此小破口的理论和试验研究通常 以2-英寸为典型研究对象。
[0007] 随着人们对核电站事故认识的深入，发现小破口事故对于核电站的安全带来更高 的挑战，尤其是美国三哩岛的小破口事故导致了堆芯熔化这样的严重事故的出现。对于非 能动核电站也是如此，图2为典型的AP600、AP1000和CAP1400非能动核电站小破口事故 瞬态过程的解读不意图（ReyesJ,HochreiterL·，1998.Scalinganalysisforthe OSUAP600testfacility(APEX)[J]·NuclearEngineeringandDesign, 1998， 186: 53-109)。通常可将小破口事故过程分解解读为五个典型的阶段，如图2中所示： 1) 欠热喷放阶段； 2) 饱和自然循环阶段； 3)ADS触发降压阶段； 4) IRWST安注阶段； 5) 长期地坑再循环阶段。
[0008] 在欠热喷放阶段，冷却剂从小破口向安全壳内喷放，系统压力下降。一回路水装量 减少导致稳压器水位降低，将触发安全信号，反应堆停堆，主泵停机，同时非能动余热排出 热交换器和堆芯补水箱投入运行。
[0009] 在饱和喷放自然循环阶段，系统压力降低至饱和压力，该压力值对应于蒸汽发生 器二次侧压力释放阀门的设定压力，系统出现汽液两相流动。主回路通过堆芯与蒸汽发生 器之间的温差形成了自然循环。同时，CMT依靠重力通过DVI管线向堆芯提供应急补水。
[0010] 当CMT内水位降低至设定值时，将触发第1级ADS，在设定的延迟时间后依次打开 第2级和第3级ADS。ADS1-3的投入导致系统压力加速下降，期间ACC在蓄压氮气的压力 下通过DVI向堆芯快速注入大流量冷却水，当ACC排空后，CMT继续向堆芯补水，当水位下 降至更低的设定值时，将触发第4级ADS，进一步加速主回路系统的降压。
[0011] 当系统压力降低到接近大气压力时，IRWST中的储水能够通过重力作用由DVI注 入堆芯，称为IRWST重力安注阶段。当IRWST水位降低到某个设定值时，将触发地坑循环管 线上阀门的开启，建立地坑长期循环冷却。在系统压力降至IRWST依靠重力安注能够启动 的压力以前，ACC和CMT储存的冷却水已经排空，系统出现了暂无冷却剂注入的阶段，该阶 段是堆芯裸露风险最大的时期，因此，如果有方法能够缩短该无安注流量的空窗期，能够有 效降低风险。
[0012] 地坑内集水在密度差形成的驱动力的作用下通过地坑滤网、再循环管线和DVI进 入压力容器，建立自然循环，将堆芯余热带出并通过非能动安全壳冷却系统导出到外部大 气环境，称为地坑长期冷却循环阶段。
[0013] 现有技术的非能动蓄压安注系统一般设有两只球形蓄压安注箱6 (Accumulator， ACC)。由蓄压安注箱6顶部蓄有一定压力（例如5MPa)的氮气作为驱动力，在发生事故的 情况下将蓄压安注箱内的冷却水通过蓄压安注管线7和DVI管线8压入堆芯2,完成非能动 安注功能。
[0014] 由ACC的驱动原理所决定，其水箱内储水向堆芯注入的流量直接由水箱和堆芯的 压力差确定，高压差时流量高，反之亦然。安注管线上安装有固定的节流孔板以获得设计条 件下的阻力，因此不同的事故情况下，其蓄压安注的阻力系数是固定的，不能够根据事故条 件所需的冷却流量进行一定的调节。ACC设计时首要考虑的是对付大破口事故，即当系统 发生大破口事故时，系统快速失水，同时压力迅速降低，而此时衰变功率还较高，需要较大 量的冷却水补充。此时，ACC就依靠其内部气体压力将冷却水高流量的压入堆芯，达到瞬时 大量补水的功能，以应对事故初期较大量的失水和较高的堆芯衰变功率。而小破口事故条 件下，系统降压相对缓慢很多，系统压力首先要通过ADS1-3系统的排放将系统压力逐步释 放，当系统压力降至ACC内蓄压氮气的压力时开始ACC安注过程，也同样出现大流量注入的 情况。
[0015] 图3所示为CAP1400整体性试验台架ACME的2-英寸小破口事故下的安注流量试 验结果，该图为非能动堆芯冷却系统安注流量的分布图。由试验结果可以看出，ACC的流量 都明显高于之前投入注入的CMT和后期即将投入的IRWST，在较短的时间内排空，在小破口 事故中ACC安注启动的时刻，系统对应的衰变功