[發明專利]應急堆芯冷卻系統和使用該應急堆芯冷卻系統的沸水反應堆裝置

有效

• 申請號: 201810150116.1
• 申請日: 2018-02-13
• 公開（公告）號: CN108461163B
• 公開（公告）日: 2022-04-15
• 發明（設計）人: 佐藤崇;松本圭司;小島良洋;小森祐嗣;田中豪
• 申請（專利權）人: 株式會社東芝;東芝能源系統株式會社
• 主分類號: G21C15/18
• 分類號: G21C15/18
• 代理公司: 永新專利商標代理有限公司 72002
• 代理人: 徐殿軍

根據實施方式，應急堆芯冷卻系統具有：分別包括僅一個電機驅動能動安全系統的三個能動安全分區；包括非能動安全系統的一個非能動安全分區；設置在能動安全分區中的每一個能動安全分區中以向電機驅動能動安全系統提供電能的應急電源；以及設置在非能動安全分區中的先進非能動安全殼冷卻系統。僅兩個能動安全分區分別包括作為僅一個電機驅動能動安全系統與余熱排出系統共用的低壓灌水系統。另一個能動安全分區包括作為僅一個電機驅動能動安全系統的空氣冷卻注入系統。

技術領域

本發明的實施方式涉及沸水反應堆(BWR)裝置的應急堆芯冷卻系統 (ECCS)。

背景技術

在核電站安全系統中，既具有能動安全系統又具有非能動安全系統的安全系統被稱為混合安全系統。參考圖12解釋安全系統的示例(也參考日本專利申請公開2008-281426A)。在該示例中，存在三個能動安全分區，其中的每一個具有至少一個能動安全系統。

安全分區通常是由物理分離壁與其它安全分區分離的空間區域，以在核電廠發生火災或水災事故時防止其它分區的事故影響所關注的安全分區。這種事故假定針對核電廠的安全設計而發生。具有一個或多個能動安全系統的安全分區僅被稱為能動安全分區，而具有至少一個非能動安全系統的安全分區被稱為非能動安全分區。

關于圖12的解釋

在圖12中，能動安全分區中的每一個都具有：高壓堆芯灌水系統 (HPCF)1、與余熱排出系統(RHR)3共用的低壓灌水系統(LPFL)2、以及應急柴油電機(EDG)4d。應急柴油電機(EDG)4d中的每一個都由反應堆冷卻劑水系統(RCW)和反應堆海水系統(RSW)進行冷卻。存在三個余熱排出系統3。三個余熱排出系統3中的每一個也都由反應堆冷卻劑水系統(RCW)和反應堆海水系統(RSW)進行冷卻。存在僅一個非能動安全分區，其具有隔離冷凝器(IC)5和非能動安全殼冷卻系統(PCCS) 12。

高壓堆芯灌水系統1是可以以比反應堆壓力容器中的正常操作壓力足夠高的高壓(例如，9MPa)將水注入到堆芯中的高壓水注入系統。低壓灌水系統2是僅當反應堆壓力容器內的壓力低于正常操作壓力，例如，2MPa 時，才能將水注入到堆芯中的低壓水注入系統。

能動安全分區中的每一個中的高壓堆芯灌水系統1和低壓灌水系統2 都具有在作為設計基準事故(DBA)的冷卻劑喪失事故(LOCA)中冷卻堆芯所需的100％或更多的容量。能動安全系統中的余熱排出系統3中的每一個都具有在作為設計基準事故的冷卻劑喪失事故中冷卻反應堆安全殼容器所需的100％或更多容量。

盡管沒有示出，但是作為用于核反應堆減壓的裝置，也配備了自動減壓系統(ADS)。自動減壓系統自動打開多個安全減壓閥，以在小管道破裂事故等中對反應堆的壓力進行減壓。傳統的沸水反應堆中也同樣地配備了自動減壓系統。

存在三個能動安全分區和三個余熱排出系統3。因此，即使當假定在第一能動安全分區中因高壓堆芯灌水系統1的注入管破裂而發生了冷卻劑喪失事故，并假定第二能動安全分區中的應急柴油電機4d發生了單一故障，并且假定第三能動安全分區中的應急柴油電機4d處于在線維護中時，堆芯也可以由第一安全分區中的低壓灌水系統2進行冷卻，并且同時，反應堆安全殼容器由第一安全分區中的余熱排出系統3進行冷卻。當因單一故障和在線維護而在能動安全分區中有兩個安全功能損失時確保安全的能力，被稱為N-2(N減2)能力。

為了實現N-2能力，在圖12所示的示例中，存在六個能動安全系統和三個余熱排出系統3。順便，其中即使當能動安全分區中的一個由于單一故障而失效時也確保安全的能力被稱為N-1(N減1)能力。