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CN108461163A - 应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆装置 - Google Patents

应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆装置 Download PDF

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CN108461163A CN201810150116.1A CN201810150116A CN108461163A CN 108461163 A CN108461163 A CN 108461163A CN 201810150116 A CN201810150116 A CN 201810150116A CN 108461163 A CN108461163 A CN 108461163A
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Abstract

根据实施方式，应急堆芯冷却系统具有：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的三个能动安全分区；包括非能动安全系统的一个非能动安全分区；设置在能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源；以及设置在非能动安全分区中的先进非能动安全壳冷却系统。仅两个能动安全分区分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用的低压灌水系统。另一个能动安全分区包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统。

Description

应急堆芯冷却系统和使用该应急堆芯冷却系统的沸水反应堆 装置
技术领域
本发明的实施方式涉及沸水反应堆(BWR)装置的应急堆芯冷却系统(ECCS)。
背景技术
在核电站安全系统中，既具有能动安全系统又具有非能动安全系统的安全系统被称为混合安全系统。参考图12解释安全系统的示例(也参考日本专利申请公开2008-281426A)。在该示例中，存在三个能动安全分区，其中的每一个具有至少一个能动安全系统。
安全分区通常是由物理分离壁与其它安全分区分离的空间区域，以在核电厂发生火灾或水灾事故时防止其它分区的事故影响所关注的安全分区。这种事故假定针对核电厂的安全设计而发生。具有一个或多个能动安全系统的安全分区仅被称为能动安全分区，而具有至少一个非能动安全系统的安全分区被称为非能动安全分区。
<关于图12的解释>
在图12中，能动安全分区中的每一个都具有：高压堆芯灌水系统(HPCF)1、与余热排出系统(RHR)3共用的低压灌水系统(LPFL)2、以及应急柴油电机(EDG)4d。应急柴油电机(EDG)4d中的每一个都由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。存在三个余热排出系统3。三个余热排出系统3中的每一个也都由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。存在仅一个非能动安全分区，其具有隔离冷凝器(IC)5和非能动安全壳冷却系统(PCCS)12。
高压堆芯灌水系统1是可以以比反应堆压力容器中的正常操作压力足够高的高压(例如，9MPa)将水注入到堆芯中的高压水注入系统。低压灌水系统2是仅当反应堆压力容器内的压力低于正常操作压力，例如，2MPa时，才能将水注入到堆芯中的低压水注入系统。
能动安全分区中的每一个中的高压堆芯灌水系统1和低压灌水系统2都具有在作为设计基准事故(DBA)的冷却剂丧失事故(LOCA)中冷却堆芯所需的100％或更多的容量。能动安全系统中的余热排出系统3中的每一个都具有在作为设计基准事故的冷却剂丧失事故中冷却反应堆安全壳容器所需的100％或更多容量。
尽管没有示出，但是作为用于核反应堆减压的装置，也配备了自动减压系统(ADS)。自动减压系统自动打开多个安全减压阀，以在小管道破裂事故等中对反应堆的压力进行减压。传统的沸水反应堆中也同样地配备了自动减压系统。
存在三个能动安全分区和三个余热排出系统3。因此，即使当假定在第一能动安全分区中因高压堆芯灌水系统1的注入管破裂而发生了冷却剂丧失事故，并假定第二能动安全分区中的应急柴油电机4d发生了单一故障，并且假定第三能动安全分区中的应急柴油电机4d处于在线维护中时，堆芯也可以由第一安全分区中的低压灌水系统2进行冷却，并且同时，反应堆安全壳容器由第一安全分区中的余热排出系统3进行冷却。当因单一故障和在线维护而在能动安全分区中有两个安全功能损失时确保安全的能力，被称为N-2(N减2)能力。
为了实现N-2能力，在图12所示的示例中，存在六个能动安全系统和三个余热排出系统3。顺便，其中即使当能动安全分区中的一个由于单一故障而失效时也确保安全的能力被称为N-1(N减1)能力。
如日本专利申请公报2005-201742A中所公开的，余热排出系统3中的每一个都需要反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)，这带来了许多包括电机驱动泵和管的装置。反应堆冷却水系统中的每一个都需要两个电机驱动泵，并且反应堆海水系统中的每一个也都需要两个电机驱动泵。因此，在图12所示的示例中，存在用于应急堆芯冷却系统的六台电机驱动泵，而且存在十二台用于次级系统的电机驱动泵。然而，即使当余热排出系统3的数量增加到三个时，由于类似的能动系统的共模故障，整个系统的可靠性也不能与子系统的数量成比例地增强。
另外，如果所有的反应堆冷却剂水系统和反应堆海水系统都被海啸淹没并且像福岛第一核电站的事故那样未能激活，则主系统的所有余热排出系统3都将不能激活。
通常，使用空气翅片冷却器(AFC)通过空气来冷却泵本身也是公知的技术。然而，在要冷却许多泵并且同时要冷却余热排出系统3的热交换器的情况下，需要使用反应堆冷却剂水系统和反应堆海水系统通过水进行冷却。
现在参考图13-16解释传统的非能动安全壳冷却系统。
<关于图13的解释>
图13是显示了传统的非能动安全壳冷却系统的结构的示例的正面剖视图。在图13中，堆芯101安装在反应堆压力容器(RPV)102中。反应堆压力容器102容纳在安全壳容器30中。安全壳容器30具有中空圆柱体的形状(也参见图14)。
安全壳容器30内的空间被分成包含反应堆压力容器102的干井40和湿井50。干井40和湿井50构成了安全壳容器30的一部分。抑制池60形成在湿井50中，并且湿井气相70形成在湿井50中的抑制池60上方。干井40和湿井50的外壁联合成安全壳容器30的中空圆柱形外壁。干井40的顶部形成为平板，称为干井40的顶板40a。
用氮气替代用于沸水反应堆的安全壳容器30内的气氛，使得氧气浓度在那里被限制在低水平。
安全壳容器30可以是例如钢质安全壳容器、加强混凝土安全壳容器(RCCV)、预应力混凝土安全壳容器(PCCV)或钢筋混凝土复合安全壳容器(SCCV)。尽管没有示出，但是在RCCV和PCCV中，容器的内表面衬有钢衬套。图13显示了RCCV的示例。如图14所示，RCCV的外壁呈圆形中空圆柱形。在先进沸水反应堆(ABWR)中使用的RCCV的设计压力是310kPa的表压(gauge pressure)。
反应堆压力容器102经由RPV裙部92和RPV支撑部93由圆形中空圆柱形基座91进行支撑。例如，基座91可以由钢、混凝土或它们的组合制成。干井40中在反应堆压力容器102下方并被基座91的圆柱形壁围绕的空间被称为基座空腔91a。在先进沸水反应堆的RCCV的情况下，基座91的圆柱形壁形成划分湿井50和干井40的边界，该空间具体地被称为下部干井40b。
在反应堆压力容器102上方设置了安全壳容器盖110。
干井40和抑制池60由LOCA排气管80进行连接。如图14所示，LOCA排气管80的数量可以是例如十个，但是图13中仅示出了其中的两个，在RCCV的情况下，LOCA排气管80位于基座91的圆柱形壁内。因此，基座91的圆柱形壁也被称为排气壁。排气壁由具有厚度约1.7米的加强混凝土制成，并且该排气壁具有内表面和外表面上的钢板。LOCA排气管80和基座91构成安全壳容器30的一部分。
设置了多个真空断路阀90，以便将湿井气相70中的气体返回干井40。例如，真空断路阀90的数量可以是八个，但是在图13中显示了仅一个真空断路阀90。如图13所示，真空断路阀90可以安装在湿井50的顶部上。可替代地，真空断路阀90可以设置在湿井50的侧壁上或LOCA排气管80上。当湿井50中的压力上升到高于干井40的压力并且差压变得大于预设差压时，真空断路阀90打开。预设差压可以是例如大约2psi(大约13.79kPa)。真空断路阀90构成了安全壳容器30的一部分。
非能动安全壳冷却系统12的冷却水池13设置在安全壳容器30的外部。冷却水14存储在冷却水池13中。例如，如图13所示，冷却水池13可以是箱(tank)式的。可替代地，冷却水池13可以是池(pool)式的。在池式冷却水池的情况下，顶部盖上盖子。
设置了排气管15以将冷却水池13的水面上方的气相区域中的蒸汽排出到环境中。可选地，可以在排气管15的出口处设置作为防昆虫装置的丝网(未示出)。冷却水池13通常设置在安全壳容器30的上方，但也可以替代地设置在安全壳容器30的旁边。
热交换器16这样布置使得热交换器16的至少一部分浸没在冷却水池13中的冷却水14中。典型地，尽管在图13中显示了仅一个热交换器，但是设置了多个热交换器16。热交换器16包括入口室17、出口室18和换热管19(见图15)。在如图13所示的示例中，只有换热管处于冷却水池13中，并且入口室17和出口室18(参见图15)伸出到冷却水池13之外。可替代地，包括入口室17和出口室18的整个热交换器可以浸没在冷却水池13中。
干井气体供应管20连接到入口室17，以便将干井40中的气体供应到入口室17。干井气体供应管20的一端连接到干井40。
冷凝水返回管21和排气管22连接到出口室18。冷凝水返回管21的一端连接到安全壳容器30的内部。冷凝水返回管21的该端部被引入到图13中所显示的示例中的LOCA排气管80。可替代地，可以将冷凝水返回管21的该端部引入干井40或抑制池60中。将排气管22的一端引入湿井50中，并将该端部浸没在抑制池60中。在抑制池60中的排气管22的浸没端的深度被设定为小于抑制池60中的LOCA排气管80的开口的顶部的深度。
<关于图15的解释>
图15是现有技术的非能动安全壳冷却系统的热交换器的正面剖视图。现在，参考图15描述现有技术的非能动安全壳冷却系统12的热交换器16的结构。
如图15所示，出口室18设置在入口室17下方。许多U形换热管19连接到管板23。换热管19的直线部分水平延伸。在图15中，为了简化说明，示出了更多的换热管19中的仅两根换热管。在换热管19的外部填充了冷却水14(参见图13)。换热管19的入口朝向入口室17开放。换热管19的出口朝向出口室18开放。
干井气体供应管20连接到入口室17，干井40中的氮气、氢气、水蒸汽等的混合气体通过该干井气体供应管20供应到入口室17。混合气体被引入到传热管19。然后，蒸汽冷凝成冷凝水，冷凝水经由换热管19的出口流出到出口室18，然后积聚在出口室18的下部。
冷凝水返回管21连接到出口室18的下部。出口室18中的冷凝水经由冷凝水返回管21通过重力返回到安全壳容器30的内部。排气管22连接到出口室18的上部。在换热管19中没有冷凝的不凝结气体(诸如氮气和氢气)从换热管19中排出并积聚在出口室18的上部中。
排气管22的端部到达抑制池60。出口室18中的不凝结气体流过排气管22，将抑制池60中的池水向下推动，并排放到池水中。然后，不凝结气体流入湿井气相70。当干井40中的压力高于湿井气相70中的压力时，不凝结气体通过排气管22的排气由差压非能动地进行。当抑制池60中的池水不沸腾时，由干井40中发生事故而产生的蒸汽压力，干井40中的压力保持高于湿井气相70中的压力。
在传统的非能动安全壳冷却系统12中，如果干井40和湿井气相70之间的压差不保持，则不凝气体不能被排出，并且非能动安全壳冷却系统12的功能将丧失。这是因为不凝气体留在换热管19中，干井40中的蒸汽不能通过干井气体供应管20引入。因此，为了使传统的非能动安全壳冷却系统12起作用，要求干井40中的压力保持高于湿井气相70中的压力，并且换热管19中的不凝气体通过排气管22排出。
换热管19不限于水平U型。在替代的示例中，换热管19可以利用它们的直管部分垂直延伸进行设置。入口室17总是位于出口室18上方。因此，在换热管19中冷凝的冷凝水在重力作用下被引导至出口室18。水平式热交换器16具有抗地震和有效利用冷却水14的优点。垂直式热交换器具有排放冷凝水的优点。
<关于图16的解释>
现在，参考图16解释传统的非能动安全壳冷却系统12在冷却剂丧失事故中的操作。图16是显示当发生了冷却剂丧失事故，由能动安全系统继续向反应堆注入水的同时传统的非能动安全壳冷却系统12被用于冷却安全壳容器时，安全壳容器内的压力的分析结果的曲线图。激活减压阀(DPV；未示出)以向非能动安全壳冷却系统供应更多蒸汽。减压阀的基本目的是强制性地形成开口，反应堆压力容器中的蒸汽通过该开口排放到干井40中，以便对反应堆压力容器102减压。减压阀安装在ESBWR(经济简化版沸水反应堆)。所分析的设备是1350千瓦级的ABWR，假设在冷却剂丧失事故中仅由一个低压灌水系统注入水。
ABWR的安全壳容器的设计压力(1Pd)为410kPa(绝对压力)。安全壳容器内的压力必须低于在设计基准事故的冷却剂丧失事故中的设计压力(1Pd)。然而，如图16所示，反应堆压力容器中的压力在事故开始后约12小时达到设计压力(1Pd)，并且在事故开始后约30小时继续升高达到设计压力的两倍的压力(2Pd)。在图16中，此时激活安全壳容器通风口，并对安全壳容器进行减压。如果安全壳容器通风口未被激活，则安全壳容器可能损坏。
在这种情况下，水向反应器中的注入由能动安全系统的低压灌水系统2进行，并且将冷却水103供应给反应堆压力容器102，从而确保了堆芯101的完整性。在堆芯101中生成的衰变热传递到冷却水103，并提高了冷却水103的温度(参见图13)。当通过冷却水103的冷却充分进行时，通过破口(break opening)104生成的水蒸气的量被抑制，并且高温水主要作为破口流体(break flow)从破口104流出。
蒸汽从减压阀中排出，并被非能动安全壳冷却系统12冷凝。然而，衰变热中仅很小部分被非能动安全壳冷却系统12冷却。衰变热中的大部分被转移到高温冷却水103，并且冷却水103通过破口104流处出到干井40。流出的水然后通过LOCA排气管80流入抑制池60。衰变热中的大部分被传递到抑制池60的池水，因为高温冷却水流入抑制池60。如上所述，抑制池60中的池水用于作为能动安全系统的低压灌水系统2以再循环模式冷却堆芯101。因此，抑制池60中的池水被已经被高温水传递的衰变热加热，在事故开始后的几小时后开始沸腾。
由于在湿井气相70中生成的蒸汽的饱和蒸汽压力，湿井50中的压力随时间而升高。根据湿井50中的压力升高，干井40中的压力也升高。由于激活了减压阀并且高压蒸汽被排放到干井40中，所以干井40中的压力总是保持高于湿井50中的压力。因此，干井40中的压力根据湿井50中的压力增加而升高。图16显示了干井40中的压力。尽管非能动安全壳冷却系统12起作用，但是与衰变热相对应的足够量的蒸汽不被供应给非能动安全壳冷却系统12。因此，干井40中的压力升高。
相反，如果未激活减压阀，则湿井气相70中的压力变得高于通过非能动安全壳冷却系统12减压的干井40中的压力。然后，湿井气相70中的氮气经由真空断路阀90返回到干井40中。该氮气是在正常操作期间最初存在于干井40中的氮气。然后，由于发生冷却剂丧失事故，其已经经由LOCA排气管80利用在泄放相中被限定在湿井气相70中的蒸汽排放到湿井50中。因此，干井40中的气氛已经主要被蒸汽占据，并且由传统的非能动安全壳冷却系统12将蒸汽有效地抽出和冷凝。
然而，当限定在湿井气相70中的氮气经由真空断路阀90流回到干井40中时，氮气经由干井气体供应管20利用干井40中的蒸汽被吸入热交换器16中。蒸汽被热交换器16冷却并冷凝，而被吸入热交换器16的氮气未被冷凝并保留在热交换器16中。
一旦热交换器16充满氮气，蒸汽就不能被吸入热交换器16。此时，传统的非能动安全壳冷却系统12失去蒸汽冷凝功能。在这种情况下，非能动安全壳冷却系统12完全不起作用。因此，安全壳容器30中的压力可能更快地升高。传统的非能动安全壳冷却系统12的冷却功能无法恢复，因为填充热交换器16的氮气的排放受到限制。这是因为填充热交换器16的氮气不能经由排气管22排放到湿井50中，因为当抑制池60中的池水正在沸腾时，湿井气相70中的压力高于干井40中的压力。
因此，即使安装了传统的非能动安全壳冷却系统12，当使用利用能动安全系统来冷却堆芯的应急堆芯冷却系统时，安全壳容器30也不能被冷却，并且由于共因故障而引起的余热排出系统3的可靠性降低无法补偿。如上所述，传统的排气管22被导入湿井50中的非能动安全壳冷却系统12在冷却剂丧失事故中由能动安全系统将水注入到反应堆中时，不能冷却安全壳容器。换句话说，传统的非能动安全壳冷却系统12不能被用作使用能动安全系统的核反应堆中的冷却剂丧失事故中去除热量的系统。
顺便，如果非能动安全系统的重力-驱动堆芯冷却系统(GDCS)被用于冷却剂丧失事故(例如，ESBWR)中，则以循环模式注入到反应堆中的冷却水的流量是需要去除堆芯的衰变热的最小流量。因此，与所有供应的冷却水(或与衰变热相对应的蒸汽)相当的蒸汽通过破口和减压阀流出。因此，相当于衰变热的蒸汽被供应到非能动安全壳冷却系统，并且安全壳容器冷却可以由传统的非能动安全壳冷却系统进行。
<关于图17的解释>
下面，解释作为具有能动安全系统的传统BWR的代表性示例的ABWR的应急堆芯冷却系统的结构。
如图17所示，传统的ABWR的应急堆芯冷却系统具有三个能动安全分区。能动安全分区中的每一个都具有：与余热排出系统(RHR)3共用的低压灌水系统(LPFL)2、以及为能动安全系统提供能量源的应急柴油电机(EDG)4d。余热排出系统3由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。应急柴油电机(EDG)4d也由反应堆冷却剂水系统(RCW)和反应堆海水系统(RSW)进行冷却。另外，反应堆堆芯隔离冷却系统(RCIC)11安装在第一安全分区。反应堆堆芯隔离冷却系统11不需要用于操作的应急柴油电机(EDG)4d，因为由其涡轮机使用反应堆中的蒸汽作为能量源来驱动反应堆堆芯隔离冷却系统11。反应堆堆芯隔离冷却系统11也不需要反应堆冷却剂水系统进行冷却。因此，反应堆堆芯隔离冷却系统11即使在全厂断电(station blackout)时也能够对堆芯进行冷却。
在ABWR之前的BWR中也安装了反应堆堆芯隔离冷却系统。在ABWR之前的BWR中，反应堆堆芯隔离冷却系统是非安全系统，并安装在非安全分区中。当反应器处于高压(例如，约9MPa)至低压(例如，约1MPa)时，反应堆芯隔离冷却系统可以将水注入反应堆压力容器。在ABWR中，反应堆堆芯隔离冷却系统还具有应急堆芯冷却系统的功能。因此，反应堆堆芯隔离冷却系统安装在应急堆芯冷却系统的第一安全分区中。另外，在第二安全分区和第三安全分区中的每一个中都安装了高压堆芯灌水系统(HPCF)。
因此，ABWR的应急堆芯冷却系统的高压系统包括三个高压系统，其包括一个反应堆堆芯隔离冷却系统11和两个高压堆芯灌水系统1。低压系统还包括作为三个低压灌水系统2的三个低压系统。在冷却剂丧失事故中堆芯可以通过上述这些被持续灌水。
例如，作为设计基准事故的冷却剂丧失事故是第二安全分区中的高压堆芯灌水系统1中的管子的破裂。即使在这种情况下假定第三安全分区中的应急柴油电机(EDG)4d发生单一故障，由第一安全分区中的反应堆堆芯隔离冷却系统11也会从反应堆压力容器102的高压状态开始水的注入。在反应堆压力容器102减压之后，水可以由第一安全分区中的低压灌水系统2和第二安全分区中的低压灌水系统2注入。
如上面所解释的，通过由反应堆堆芯隔离冷却系统11从反应堆压力容器102的高压状态开始向反应堆压力容器102的初始注水，堆芯101被持续灌水。如果通过反应堆堆芯隔离冷却系统11的注水未进行，在反应堆压力容器102中减压之后被激活的低压灌水系统2的注水开始将被延迟，堆芯101的上部将部分被揭开。然而，即使在这种情况下，也设计成使得燃料包壳的最高温度将远低于1200摄氏度(具体地，例如，约900摄氏度)。
另外，虽然未示出，但是安装了自动减压系统(ADS)作为用于对反应堆进行减压的手段。自动减压系统自动打开多个安全泄压阀，以便在发生小直径管道破裂事故等时对反应堆进行减压。自动减压系统也共同地设置在传统的沸水反应堆中。
<关于图18的解释>
下面参考图18解释传统的空气冷却注入系统(AIS)6。如图18所示，传统的空气冷却注入系统6具有电机驱动泵6a、吸入管6c、注入管6b、空气翅片冷却器(AFC)61、循环泵65以及循环管66。电机驱动泵6a、吸入管6c以及注入管6b的结构与传统的电机驱动能动应急堆芯冷却系统相同。
空气翅片冷却器61是空气冷却热交换器，并具有冷却管62a的管束62和风扇63。冷却水流入冷却管62a中，由风扇63驱动的外部空气68吹到管束62。冷却管62a附接翅片以便增强热排出效率。风扇63通过电动机64而旋转。管束62由支撑结构67进行固定并支撑。由空气翅片冷却器61冷却的冷却水在由循环泵65驱动的循环管66中流动。冷却水在电机驱动泵6a中流动并冷却了电机驱动泵6a，然后经由循环管66被引导到空气翅片冷却器61的管束62。冷却水在这里再次被冷却。
在冷却剂丧失事故中，在堆芯101中生成的衰变热将破口流体加热，并且由于破口流体经由LOCA排气管80进入抑制池60，因此破口流体将抑制池60中的池水加热。由于传统的空气冷却注入系统6使用从吸入管6c中汲取的高温池水作为水源，所以电机驱动泵6a内部的温度也升高。因此，作为滑动部分的机械密封部分需要通过来自空气翅片冷却器61的冷却水来进行冷却。普通应急堆芯冷却系统的电机驱动泵通过来自反应堆冷却剂水系统供应的冷却水来进行冷却。
在空气冷却注入系统6的情况下，使用空气翅片冷却器61来替代反应堆冷却水系统。空气翅片冷却器61具有的优点在于，由于空气翅片冷却器61直接向外部空气散热，所以不再需要在反应堆冷却水系统的情况下所需要的反应堆海水系统。因此，空气冷却注入系统6的能量源通常是不需要由反应堆冷却水系统冷却的燃气涡轮发电机。在一些情况下，空气冷却注入系统6的能量源是也不需要由反应堆冷却剂水系统进行冷却的空气冷却柴油发电机(空冷DG)。在这种情况下，空冷DG由空气翅片冷却器61进行冷却。由于外部空气被吸入和排出，空气翅片冷却器61通常安装在建筑物的屋顶上。可替代地，空气翅片冷却器61可以安装在建筑物内部，外部气流通道被固定用于吸入和排出外部空气。
发明内容
在传统的混合安全系统中，在能动安全分区中的每一个中设置余热排出系统。然而，如在日本专利申请公报2005-201742A中所公开的，存在余热排出系统中的每一个需要作为次级系统的反应堆冷却剂水系统和反应堆海水系统的问题，使得其需要大量的构成设备，例如电机驱动泵和管道。在具有三个或更多个能动安全分区的传统混合安全系统的情况下，将取决于能动安全分区的数量而导致许多的构成设备。
基本上，为了提高安全性，最好增加能动安全分区的数量。如果考虑到单一故障，则需要至少两个能动安全分区。然而，如果能动安全分区的数量增加到三个或更多，则将增加反应堆冷却水系统的数量和反应堆海水系统的数量，并将增加且设备数量，这将成为问题。
另外，即使增加了余热排出系统的数量，由于同一类型的能动设备的共模故障，总体的可靠性也不会提高太多，这将成为另一个问题。此外，反应堆海水系统抵抗大地震和大海啸来说是脆弱的。如果反应堆海水系统由于大地震或大海啸而失去其功能，则余热排出系统也将失去功能，这也成为另一个问题。
在传统的非能动安全壳冷却系统中，在冷却剂丧失事故的情况下，如果激活了应急堆芯冷却系统，则不能冷却安全壳容器，并且由于共因故障导致了不能补偿余热排出系统的可靠性的限制。
本发明的实施方式的目的是提高在具有三个或更多能动安全分区的核电站中在冷却剂丧失事故的情况下冷却安全壳容器的可靠性，同时减少余热排出系统、反应堆冷却剂水系统和反应堆海水系统的部件的数量。
根据实施方式，提出了一种用于沸水反应堆装置的应急堆芯冷却系统，所述装置包括：包含堆芯(101)的反应堆压力容器(102)，安全壳容器(30)；该安全壳容器(30)具有：干井(40)、湿井(50)、LOCA排气管(80)、外部井(32)和储存水的洗涤池(33)；干井(40)包含有反应堆压力容器(102)，湿井(50)在其下部包含抑制池(60)并且在其上部包含湿井气相(70)，LOCA排气管(80)将干井(40)和抑制池(60)进行连接，外部井(32)设置在干井(40)和湿井(50)的外部，经由干井共用壁(40c)与干井(40)相邻，并且经由湿井公共壁(50a)与所述湿井(50)相邻，并且洗涤池(33)设置在所述外部井(32)中；所述应急堆芯冷却系统包括：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的至少三个能动安全分区；分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统的至少一个非能动安全分区；
设置在能动安全分区中的每一个中以向电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源(4)；先进非能动安全壳冷却系统(8)，先进非能动安全壳冷却系统(8)设置在非能动安全分区中，其包括排气管(82)，所述排气管(82)的前端浸没在洗涤池(33)的水中，该先进非能动安全壳冷却系统(8)被配置为当发生了冷却剂丧失事故并且所述能动安全系统被激活时能够冷却该安全壳容器(30)，其中，至少三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括低压灌水系统(2)，所述低压灌水系统(2)作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统(3)共用，除了其中的每一个都包括与所述余热排出系统(3)共用的所述低压灌水系统(2)的所述仅两个能动安全分区之外的所述能动安全分区，包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统(6)；并且先进非能动安全壳冷却系统(8)包括：用于存储冷却水(84)的冷却水池(83)，热交换器(16)，气体供应管(20)，冷凝水返回管(21)以及排气管(82)；冷却水池(83)设置在安全壳容器(30)外部；热交换器(16)包括入口室(17)、出口室(18)以及换热管(19)，该热交换器(16)的至少一部分浸没在冷却水池(83)的冷却水中；气体供应管(20)在一端处连接到所述热交换器(16)的所述入口室(17)并且在另一端处连接到所述安全壳容器(30)的气相部分，气体供应管(20)被配置为将所述安全壳容器(30)中的气体引导到所述热交换器(16)中；冷凝水返回管(21)在一端处连接到热交换器(16)的出口室(18)并且在另一端处连接到安全壳容器(30)，该冷凝水返回管(21)被配置为将热交换器(16)中的冷凝水引导到安全壳容器中(30)；并且排气管(82)在一端处连接到热交换器(16)的出口室(18)并且在另一端处浸没在外部井(32)中的洗涤池(33)中，排气管(82)被配置为将热交换器(16)中的不凝结气体排放到外部井(32)中。
根据另一个实施方式，提供了一种沸水反应堆装置，包括：堆芯(101)、包含所述堆芯(101)的反应堆压力容器(102)、安全壳容器(30)、以及应急堆芯冷却系统；安全壳容器(30)具有：包含反应堆压力容器(102)的干井(40)，在其下部包含抑制池(60)以及在其上部包含湿井气相(70)的湿井(50)，将干井(40)与抑制池(60)进行连接的LOCA排气管(80)，外部井(32)，设置在外部井(32)中储存水的洗涤池(33)；该外部井(32)设置在干井(40)和湿井(50)的外部，经由干井共用壁与干井(40)相邻，并经由湿井共用壁与湿井(50)相邻；应急堆芯冷却系统包括：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的至少三个能动安全分区，分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统的至少一个非能动安全分区，设置在所述能动安全分区中的每一个能动安全分区中以向所述电机驱动能动安全系统提供电能的应急电源(4)，以及先进非能动安全壳冷却系统(8)；先进非能动安全壳冷却系统(8)包括设置在非能动安全分区中的排气管(82)，排气管(82)的前端浸没在洗涤池(33)的水中，先进非能动安全壳冷却系统(8)被配置为当发生了冷却剂丧失事故并且所述能动安全系统被激活时能够冷却所述安全壳容器(30)；其中，至少三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统(3)共用的低压灌水系统(2)，除了其中的每一个都包括与余热排出系统(3)共用的低压灌水系统(2)的仅两个能动安全分区之外的能动安全分区，分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统(6)，并且先进非能动安全壳冷却系统(8)包括：用于存储冷却水(84)的冷却水池(83)、热交换器(16)、气体供应管(20)、冷凝水返回管(21)、排气管(82)；冷却水池(83)设置在安全壳容器(30)外部；热交换器(16)包括入口室(17)、出口室(18)以及换热管(19)，热交换器(16)的至少一部分浸没在冷却水池(83)的冷却水(84)中；气体供应管(20)在一端处连接到热交换器(16)的入口室(17)并且在另一端处连接到安全壳容器(30)的气相部分，气体供应管(20)被配置为将安全壳容器(30)中的气体引导到热交换器(16)中；冷凝水返回管(21)在一端处连接到热交换器(16)的出口室(18)并且在另一端处连接到安全壳容器(30)，冷凝水返回管(21)被配置为将热交换器(16)中的冷凝水引导到安全壳容器(30)中；排气管(82)在一端处连接到热交换器(16)的出口室(18)并且在另一端处浸没在外部井(32)的洗涤池(33)中，该排气管(82)被配置为将热交换器(16)中的不凝结气体排放到外部井(32)中。
根据又一个实施方式，提出了一种沸水反应堆装置，其包括：堆芯(101)、包含堆芯(101)的反应堆压力容器(102)、安全壳容器(30)、以及应急堆芯冷却系统；应急堆芯冷却系统被配置为能够冷却所述安全壳容器(30)或所述堆芯(101)中的至少一个，其中应急堆芯冷却系统包括：分别包括仅一个电机驱动能动安全系统的至少三个能动安全分区；分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统的至少一个非能动安全分区；至少三个能动安全分部中的仅两个能动安全分部各自包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的低压灌水系统(2)，除了其中的每一个都包括低压灌水系统(2)的仅两个能动安全分区之外的能动安全分区，分别包括作为仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统(6)，并且至少一个非能动安全分区分别包括先进非能动安全壳冷却系统(8)，先进非能动安全壳冷却系统(8)被配置为当能动安全系统被激活时能够冷却安全壳容器(30)。
如上所述，根据本发明的实施方式，在具有三个或更多个能动安全分区的核电站中，在冷却剂丧失事故的情况下，提高了冷却安全壳容器的可靠性，同时减少了余热排出系统、反应堆冷却剂水系统和反应堆海水系统的部件的数量。另外，根据这些实施方式，通过增加设置在能动安全分区中的能动安全系统和应急电源的多样性，大大提高例如抗全厂断电(station blackout)(SBO)和最终热阱池丧失(LUHS)的可靠性。
附图说明
图1是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第一实施方式的整体结构的说明图。
图2是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的先进安全壳冷却系统的示例的整体结构的说明图。
图3是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的先进安全壳冷却系统的另一个示例的整体结构的说明图。
图4是显示根据本发明的利用先进非能动安全壳冷却系统对在冷却剂丧失事故中的安全壳容器中的压力进行估计的示例的曲线图。
图5是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第二实施方式的整体结构的说明图。
图6是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第三实施方式的整体结构的说明图。
图7是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第四实施方式的整体结构的说明图。
图8是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第五实施方式的整体结构的说明图。
图9是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第六实施方式的整体结构的说明图。
图10是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第七实施方式的整体结构的说明图。
图11是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第八实施方式的整体结构的说明图。
图12是显示传统的混合安全系统的应急堆芯冷却系统的整体结构的说明图。
图13是显示传统的非能动安全壳冷却系统和安全壳容器的整体结构的说明图。
图14是显示传统的安全壳容器的整体结构的平面视图。
图15是显示传统的安全壳容器冷却系统的基本结构的说明图。
图16是显示利用传统的非能动安全壳冷却系统对在冷却剂丧失事故中的安全壳容器的压力进行估计的示例的曲线图。
图17是显示传统的ABWR的应急堆芯冷却系统的整体结构的说明图。
图18是显示传统的空气冷却堆芯冷却系统的基本结构的说明图。
具体实施方式
现在参考图1至图11描述本发明的具体实施方式。
在这些附图中，与图12至图18中的那些相同或相似的部分由相同的参考标号进行表示，并且将省略一些重复的解释。
<第一实施方式>
现在，参考图1至图4解释第一实施方式。
<关于图1的解释>
图1是显示根据本发明的应急堆芯冷却系统的第一实施方式的整体结构的说明图。本实施方式的应急堆芯冷却系统(ECCS)包括第一安全分区至第四安全分区。第一安全分区至第三安全分区是能动安全分区。第四安全分区是具有非能动应急堆芯冷却系统的非能动安全分区。在第一能动安全分区和第二能动安全分区中的每一个中，设置作为仅一个电机驱动低压堆芯冷却系统的低压灌水系统(LPFL)2，作为与低压灌水系统2共用泵和管道的一部分的余热排出系统的余热排出系统(RHR)3，以及将电能供应给低压灌水系统2和余热排出系统3的应急电源(EPS)4。由于低压灌水系统2的一部分和余热排出系统3共享一些泵和管道中的一部分，其在图1中示出为“LPFL2/RHR3”。
另外，虽然没有示出，但安装了作为用于对反应堆进行减压的手段的自动减压系统(ADS)。自动减压系统是一种用于在小直径管道破裂事故情况下自动打开多个安全减压阀以便对反应堆进行减压的系统。自动减压系统也共同地设置在传统的沸水反应堆中。
低压灌水系统2中的每一个都具有至少在设计基准事故(DBA)的冷却剂丧失事故(LOCA)中冷却堆芯所需的100％的水注入能力。也就是说，在仅一个系统在工作的情况下，低压灌水系统2可以在指定的操作压力(例如，小于2MPa)下在设计基准事故的冷却剂丧失事故的情况下安全地冷却堆芯。
余热排出系统3的热排出能力是在仅一个系统在工作的情况下，在设计基准事故中冷却堆芯和安全壳容器所需的至少100％的热排出速率。这意味着在至少一个能动安全系统分区中的余热排出系统3必须工作，以便在设计基准事故中确保冷却堆芯和安全壳容器所需的100％热排出能力。
作为仅一个电机驱动应急堆芯冷却系统，空气冷却注入系统(AIS)6和用于向空气冷却注入系统6供应电能的应急电源4安装在第三能动安全分区中。空气冷却注入系统6中的电机驱动泵6a由空气翅片冷却器61(参见图18)进行冷却。例如，空气冷却注入系统6具有在设计基准事故的冷却剂丧失事故中所需的至少100％的注入流量。
应急电源4可以具有2×50％的容量，而不是1×100％的容量。也就是说，应急电源4可以包括两个小尺寸应急电源单元。
低压灌水系统2可以由其它类型的电机驱动低压应急堆芯冷却系统替代。
另外，在其中安装了非能动应急堆芯冷却系统的第四安全分区中，安装了隔离冷凝器(IC)5和先进非能动安全壳冷却系统(APCCS)8。例如，隔离冷凝器5和先进非能动安全壳冷却系统8具有共同的冷却水源，该冷却水源存储足以排出七天衰变热的大量水(例如，5000m3)。
在第一实施方式中，应急电源4可以是应急柴油电机(EDG)、燃气涡轮发电机(GTG)(参见图6)、或空气冷却柴油发电机(空冷DG)。空气冷却注入系统6可以具有与上面参考图18所解释的传统的空气冷却注入系统6相同的类型，或者可以是低压空气冷却注入系统(LAIS)(参见图5等)或高压空气冷却注入系统(HAIS)(参见图6等)。
<关于图2的解释>
现在参考图2描述了在第一实施方式中使用的先进非能动安全壳冷却系统(APCCS)8。
安全壳容器30包括干井40、湿井50和外部井32。干井40和湿井50的外壁集成于单个中空圆柱形壁。干井40和湿井50内部的气氛被氮气替换。干井40和湿井50构成了安全壳容器的一部分，并且具有耐压性和气密性。外部井32设置在干井40和湿井50的外部。外部井32经由干井共用壁40c与干井40相邻，并且经由湿井共用壁50a与湿井50相邻。外部井32的顶部呈现平板状，并被称为顶板32a。外部井32中的气氛被氮气替换。外部井32构成安全壳容器30的一部分，并具有耐压性和气密性。包括外部井32的安全壳容器30的设计压力是例如310kPa(表压)。在如图2所示的示例中，外部井32设置在干井40和湿井50的一侧。可替代地，圆柱形外部井32可以覆盖了圆柱形的干井40和湿井50的全部。日本专利申请公报2012-117821A中公开了这种示例。
安全壳容器30可以是例如钢质安全壳容器、加强混凝土安全壳容器(reinforcedconcrete containment vessel:RCCV)、预应力混凝土安全壳容器(pre-stressedconcrete containment vessel:PCCV)或钢筋混凝土复合安全壳容器(SCCV)。在RCCV和PCCV中，容器的内表面衬有钢衬套。图2显示了SCCV的示例。
先进非能动安全壳冷却系统(APCCS)8的热交换器16安装并浸没在APCCS池83的池水84中。APCCS池83设置在安全壳容器30的外部。排气管82的一端连接到热交换器16的出口室18的上部，排气管82的另一端浸没在设置在外部井32中的洗涤池33中的水中。排气管82延伸到外部井32中。干井气体供应管20的一端在干井40中开口，并且干井气体供应管20的另一端连接到热交换器16的入口室17。干井气体供应管20在外部井32中延伸。干井气体供应管20将干井40中的气体引导到热交换器16的入口室17中。
在本实施方式中，隔离阀20a安装在干井气体供应管20上。在如图2所示的情况下，隔离阀20a在正常操作期间关闭。在这种情况下，隔离阀20a由于事故中的信号而开启。信号可以是手动开启信号或事故开启信号。事故开启信号可能由高的干井压力信号或高的干井温度信号触发。隔离阀20a是可选的并且可以省略。
湿井气体供应管(气体供应管)48的一端(第一端)在湿井气相70中开口，并且湿井气体供应管48的另一端(第二端)连接到在隔离阀20a和入口室17之间的干井气体供应管20。可替代地，湿井气供应管48的第二端可以直接连接到热交换器16的入口室17。湿井气体供应管48在外部井32中延伸。湿井气体供应管48将湿井气相70中的气体引导到热交换器16的入口室17中。
止回阀49安装在湿井气体供应管48上。止回阀49阻止从干井40到湿井气相70的湿井气体供应管48中的逆向流动。止回阀49是可选的并且当安装隔离阀20a时可以省略。
尽管在图2中干井气体供应管20和湿井气体供应管48都安装，但可替代地，可以只安装其中的一个(参见图3)。
冷凝水返回管81的一端连接到热交换器16的出口室18的下部，冷凝水返回管81的另一端在安全壳容器30中开口。冷凝水返回管81在外部井32中延伸。冷凝物返回管81使出口室18中的冷凝水返回到安全壳容器30。尽管在示出的示例中冷凝水返回管81将冷凝水返回到湿井50中，但是可替代地，冷凝物返回管81可以将冷凝水返回到干井40中。
热交换器16、入口室17、出口室18和换热管19的结构与图15中显示的传统的非能动安全壳冷却系统的结构相同。
<关于图3的解释>
现在，参见图3描述在第一实施方式中使用的先进非能动安全壳冷却系统(APCCS)8的修改示例。在图3所示的示例中，安装了干井气体供应管20，但未安装隔离阀20a(图2)。既不安装湿井气体供应管48也不安装止回阀49(图2)。在该示例中，湿井气相70中的气体通过真空断路阀90流入干井40中，并且与干井40中的气体一起通过干井气供应管20流入热交换器16的入口室17中。
在冷却剂丧失事故中，当能动安全系统将水注入反应堆时，安全壳容器30可以由图2或3所示的先进非能动安全壳冷却系统8进行冷却(见图4)。即使氮气流入热交换器16，也可以通过热交换器16与外部井32之间的差压将氮气排出到外部井32中。因此，即使抑制池60中的池水沸腾，在抑制池60中生成的蒸汽也被引导到热交换器16并在其中冷凝。
在如图2所示的结构中，湿井气相70中的蒸汽经由湿井气体供应管48被引导至热交换器16。在如图3所示的结构中，湿井气相70中的蒸汽经由真空断路阀90流入干井40，然后经由干井气体供应管20流到热交换器16。
在这两种情况下，用蒸汽将流入热交换器16的氮气经由排气管82排放到外部井32。因此，先进非能动安全壳冷却系统8可以连续冷凝安全壳容器30中的蒸汽并冷却安全壳容器30。因此，在先进非能动安全壳冷却系统8中，排气管82的尖端浸没在洗涤池33的水中，并且氮气可以在外部井32中排出。
<关于图4的解释>
现在参考图4，解释了在冷却剂丧失事故中安全壳容器30中压力的计算结果。在这种情况下，使用先进非能动安全壳冷却系统8冷却安全壳容器30，同时通过能动安全系统继续将水注入反应堆中。该装置是1350MWe功率输出级别的ABWR。在冷却剂丧失事故中，使用先进非能动安全壳冷却系统8冷却安全壳容器30，同时通过空气冷却注入系统6将水注入到反应器中。空气冷却注入系统6的容量被假定为与低压灌水系统2的容量相同。
图4的结果显示了安全壳容器30中的压力足够低于设计压力Pd，并且安全壳容器30被先进非能动安全壳冷却系统8充分冷却。也就是说，先进非能动安全壳冷却系统8用作在使用能动安全系统的反应堆的冷却剂丧失事故中的余热排出系统。由空气冷却注入系统6的注入水和破口流体(break flow)将堆芯101的衰变热传递到抑制池60的池水中，并且所生成的蒸汽被先进非能动安全壳冷却系统8冷凝。因此，安全壳容器30被先进非能动安全壳冷却系统8冷却。
堆芯101被空气冷却注入系统6冷却，并且堆芯101的衰变热最终被先进非能动安全壳冷却系统8排出。因此，即使安全壳容器30未被余热排出冷却系统3冷却，在冷却剂丧失事故中也通过空气冷却注入系统6和先进非能动安全壳冷却系统8确保了堆芯101和安全壳容器30的完整性。
第一实施方式和现有技术的主要区别在于，在第一实施方式中，在能动安全分区的数量是三时，余热排出系统3的数量减少到最少两个。因此，反应堆冷却剂水系统的数量和反应堆海水系统的数量都减少到最少两个。另一方面，在冷却剂丧失事故中安全壳容器30由先进非能动安全壳冷却系统8进行冷却，使得与使用传统的非能动安全壳冷却系统12的混合安全系统(图12)相比，大大提高了对安全壳容器30进行冷却的可靠性。
例如，在混合安全系统(图12)中，即使传统的非能动安全壳系统12与能动安全系统的应急堆芯冷却系统一起用于冷却剂丧失事故中，安全壳容器30也不能被冷却(参见图16)。因此，为了满足考虑到单一故障和在线维护的N-2安全准则，需要三个余热排出系统3、三个反应堆冷却水系统、和三个海水系统。由于反应堆冷却水系统和海水系统中的每一个都冗余地安装了能动部件，因此总共需要十五个泵。然而，由于共因故障，存在失去三个系统的全部功能的风险。具体而言，由于海水被用作最终热阱池，所以存在同时由大地震或大海啸导致了所有系统的功能全部丧失的风险。
相反，在第一实施方式中，对于余热排出功能，即使在冷却剂丧失事故中考虑了第一安全分区中的余热排出系统3中的单一故障和第二安全分区中的余热排出系统3中的在线维护，安全壳容器30也由先进非能动安全壳冷却系统8进行冷却。因此，可以满足N-2安全准则。另外，由于先进非能动安全壳冷却系统8不需要能动部件或任何应急电源，因此其是高度可靠的。此外，由于大气被用于最终热阱池，因此抵抗诸如大地震或大海啸之类的自然灾害的可靠性极高。
如上面所解释的，在具有非能动安全系统和能动应急堆芯冷却系统两者的混合安全系统中，即使当能动安全系统工作时，也可以使用先进非能动安全壳冷却系统来冷却安全壳容器。因此，在冷却剂丧失事故中可以使用先进非能动安全壳冷却系统来冷却安全壳容器同时由能动安全系统来冷却堆芯，其结果是，抵抗冷却剂丧失事故的可靠性显著提高。
余热排出系统使用海水作为最终热阱池，并且需要反应堆海水系统，其担忧由大地震或大海啸引起的冗余系统的功能的同时丧失。另外，余热排出系统需要作为次级系统的反应堆冷却水系统和大量的部件。
根据本实施方式，可以将余热排出系统的数量减少到两个，同时通过先进非能动安全壳冷却系统在冷却剂丧失事故中提高了安全壳容器的冷却功能。另外，通过将余热排出系统的数量减少到两个，其它电机驱动能动安全系统可以改变为独立于余热排出系统的空气冷却注入系统。空气冷却注入系统独立于反应堆冷却剂水系统、反应堆海水系统、和应急柴油电机。因此，可以提供具有有限数量的子系统的应急堆芯冷却系统，其具有抵抗大地震、大海啸、长期SBO(全厂断电)和最终热阱池丧失(LUHS)的非常高的可靠性。
<第二实施方式>
现在，参考图5解释第二实施方式。在该实施方式中，在第一安全分区和第二安全分区中分别设置应急柴油电机(EDG)4d作为应急电源。在第三安全分区中设置燃气轮机发电机(GTG)9作为应急电源。此外，在第三安全分区中设置低压空气冷却注入系统(LAIS)7作为仅一个电机驱动能动安全系统。低压空气冷却注入系统7是电机驱动低压注入系统。低压空气冷却注入系统7的容量与低压注水注入系统2的容量相同。其它特征与第一实施方式的相同。由空气翅片冷却器61(参见图18)冷却低压空气冷却注入系统7的电机驱动泵，并且反应堆海水系统不用于对其进行冷却该低压空气冷却注入系统7的电机驱动泵。
在本实施方式中，由于在应急柴油电机4d和燃气涡轮发电机9中的应急电源多样化，所以有可以抑制由于共因故障引起的全厂断电的频率的优点。另外，由于能动安全系统在低压灌水系统2和低压空气冷却注入系统7中多样化，所以可以抑制由于共因故障引起的能动安全系统的全部损失的频率。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机替代燃气涡轮发电机9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<第三实施方式>
现在，参考图3解释第三实施方式。在该实施方式中，在第三安全分区中设置了作为仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统(HAIS)10。高压空气冷却注入系统10是电机驱动高压注入系统。高压空气冷却注入系统10的容量与高压堆芯灌水系统(HPCF)1的容量相同。其它特征与第二实施方式的特征相同。由空气翅片冷却器61(参见图18)冷却高压空气冷却注入系统10的电机驱动泵，并且反应堆海水系统不用于冷却该高压空气冷却注入系统10的电机驱动泵。
在本实施方式中，由于在低压灌水系统2和高压空气冷却注入系统10中的能动安全系统多样化，所以有可以抑制由于共因故障引起的能动安全系统的全部损失的频率。另外，由于存在高压空气冷却注入系统10，因此可以在不对反应堆进行减压的情况下冷却堆芯。因此，在由于小直径管道破裂引起供水瞬态丧失(a loss of feed water transient)中或冷却剂丧失事故中可以在不会对反应堆减压的情况下冷却堆芯。因此，可以显著降低由对反应堆进行减压的故障引起的堆芯熔化的频率。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机替代燃气涡轮发电机(GTG)9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<第四实施方式>
现在，参考图7解释第四实施方式。在该实施方式中，设置了作为能动安全分区的第一安全分区至第四安全分区。另外，设置了作为非能动安全分区的第五安全分区。本实施方式的第一安全分区至第三安全分区的结构与图5所示的第二实施方式的结构相同。第四安全分区的结构与第三安全分区的结构相同。本实施方式的第五安全分区的结构与图1所示的第一实施方式的第四安全分区的结构相同。
在本实施方式中，存在用于能动安全系统的四个安全分区，其包括两个低压灌水系统(LPFL)2和两个低压空气冷却注入系统(LAIS)7。
由于与第二实施方式(图5)相比，增加了一个低压空气冷却注入系统7，所以提高了抗冷却剂丧失事故的可靠性。另外，由于也增加了燃气涡轮发电机(GTG)9的数量，所以能够减少发生全厂断电的频率。此外，即使假设单一故障和在线维护时的能动安全系统发生管道破裂，第四能动安全系统也可以冷却堆芯。也就是说，能动安全系统的应急堆芯冷却系统也满足N-2安全准则。
在冷却剂丧失事故中本实施方式的余热排出系统与第一实施方式的余热排出系统一样满足N-2安全准则。因此，本实施方式满足堆芯冷却中的安全功能和余热排出中的安全功能两者的N-2安全准则。
在本实施方式的替代变型中，可以使用空冷DG替代燃气涡轮发电机(GTG)9。空冷DG不需要任何反应堆海水系统。
<第五实施方式>
现在，参考图8解释第五实施方式。在该实施方式中，设置了作为能动安全分区的第一安全分区至第四安全分区。另外，还设置了作为非能动安全分区的第五安全分区。本实施方式的第一安全分区和第二安全分区的结构与图2所示的第二实施方式的结构相同。在第三安全分区和第四安全分区中，各自安装了燃气涡轮发电机(GTG)9和作为仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统(HAIS)。本实施方式的第五安全分区的结构与图1所示的第一实施方式的第四安全分区相同。在本实施方式中，存在四个能动安全系统，并且存在两个低压灌水系统(LPFL)2和两个高压空气冷却注入系统(HAIS)10。
由于与第三实施方式(图6)相比，增加了一个高压空气冷却注入系统10，所以提高了抗冷却剂丧失事故的可靠性。另外，由于也增加了燃气涡轮发电机(GTG)9的数量，所以能够减少发生全厂断电的频率。此外，即使假设单一故障和在线维护的能动安全系统发生管道破裂，第四能动安全系统也可以冷却堆芯。也就是说，能动安全系统的应急堆芯冷却系统也满足N-2安全准则。
在冷却剂丧失事故中本实施方式的余热排出系统与第一实施方式的余热排出系统一样满足N-2安全准则。因此，本实施方式满足用于堆芯冷却中的安全功能和余热排出中的安全功能两者的N-2安全准则。另外，由于设置了两个高压空气冷却系统，所以可以在获得供水瞬态丧失(a loss of feed water transient)中或小直径破裂的冷却剂丧失事故中较高的可靠性的同时冷却堆芯。因此，将明显降低由对反应堆进行减压的故障引起的堆芯熔化的频率。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机来替代燃气涡轮发电机9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<第六实施方式>
现在，参考图9解释第六实施方式。在该实施方式中，设置了作为能动安全分区的第一安全分区至第四安全分区。另外，还设置了作为非能动安全分区的第五安全分区。本实施方式的第一安全分区和第二安全分区的结构与图5所示的第二实施方式的结构相同。在第三安全分区中，安装了燃气涡轮发电机(GTG)9和作为仅一个电机驱动能动安全系统的低压空气冷却注入系统(LAIS)7。在第四安全分区中，安装了燃气轮机发电机(GTG)9和作为仅一个的电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统(HAIS)10。第三安全分区和第四安全分区中的结构可以彼此交换。第五安全分区中的结构与第一实施方式(图1)的第四安全分区中的结构相同。
在本实施方式中，存在能动安全系统的四个安全分区，其包括两个低压灌水系统(LPFL)2、一个低压空气冷却注入系统(LAIS)7、和一个高压空气冷却注入系统(HAIS)10。
在本实施方式中，即使假定单一故障和在线维护中在能动安全系统中发生管道破裂，第四能动安全系统也可以冷却堆芯。也就是说，能动安全系统的应急堆芯冷却系统也满足N-2安全准则。在冷却剂丧失事故中本实施方式的余热排出系统与第一实施方式的余热排出系统一样满足N-2安全准则。因此，本实施方式满足针对冷却剂丧失事故的N-2安全准则。另外，由于在本实施方式中设置了低压空气冷却注入系统7和高压空气冷却注入系统10，因此提供了空气冷却注入系统的多样性，从而提高了可靠性。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机来替代燃气涡轮发电机9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<第七实施方式>
现在，参考图10解释第七实施方式。在该实施方式中，设置了作为能动安全分区的第一安全分区至第四安全分区。另外，还设置了作为非能动安全分区的第五安全分区。上面所描述的特征与第六实施方式(图9)中的特征相同。本实施方式与第六实施方式不同点在于，例如，在第一安全分区中其具有由蒸汽涡轮机驱动的反应堆堆芯隔离冷却系统(RCIC)11。反应堆堆芯隔离冷却系统11是在高压条件下将水注入反应堆压力容器的高压注入系统。
在本实施方式中，存在五个能动安全系统，其包括两个低压灌水系统(LPFL)2、两个高压空气冷却注入系统(HAIS)10和一个反应堆堆芯隔离冷却系统(RCIC)11。由于与第六实施方式相比，在本实施方式中增加了高压注入系统，因此在没有减压情况下提高了冷却堆芯的可靠性。因此，在不会发生由小直径管断裂引起的供水瞬态损失(a loss of feedwater transient)中或冷却剂丧失事故中减压的情况下，提高了冷却堆芯的可靠性。另外，由于与ABWR的配置相同地设置了三个高压堆芯冷却系统，所以堆芯在冷却剂丧失事故中可保持被灌入(flooded)。可替代地，反应堆堆芯隔离冷却系统(RCIC)11可以设置在任何其它能动安全分区中。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机来替代燃气涡轮发电机9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<第八实施方式>
现在，参考图11解释第八实施方式。在该实施方式中，设置了作为能动安全分区的第一安全分区至第五安全分区。另外，还设置了作为非能动安全分区的第六安全分区。本实施方式的第一安全分区和第二安全分区的结构与第二实施方式(图5)的结构相同。第三安全分区和第四安全分区各自具有燃气涡轮发电机9和作为仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统10。在第五安全分区中，设有由蒸汽涡轮机驱动的反应堆隔离冷却系统11。
本实施方式与第七实施方式(图10)不同点在于第五安全分区仅用于反应堆隔离冷却系统11。因此，可以避免当低压灌水系统2/余热排出系统3由于火灾或水灾而失去功能的同时反应堆隔离冷却系统11失去其功能。因此，进一步提高了混合安全系统的可靠性。
在本实施方式中，可以使用空气冷却柴油发电机来替代燃气涡轮发电机9。空气冷却柴油发电机不需要反应堆海水系统。
<其它实施方式>
尽管已经描述了某些实施方式，但是这些实施方式仅以示例的方式进行呈现，并不旨在限制本发明的范围。实际上，本文所描述的新颖的实施方式可以以各种其它形式来体现；此外，在不脱离本发明的精神的情况下，可以对本文所描述的实施方式的形式进行各种省略、替换和改变。所附权利要求书及其等同物旨在覆盖落入本发明的范围和精神内的这些形式或修改。
<参考标号的解释>
1：高压堆芯灌水系统(HPCF)；2：低压灌水系统(LPFL)；3：余热排出系统(RHR)；4：应急电源(EPS)；4d：应急柴油电机(EDG)；5：隔离冷凝器(IC)；6：空气冷却注入系统(AIS)；6a：电机驱动泵；6b：注入管；6c：吸入管；7：低压空气冷却注入系统(LAIS)；8：先进非能动安全壳冷却系统(APCCS)；10：高压空气冷却注入系统(HAIS)；11：反应堆堆芯隔离冷却系统(RCIC)；12：非能动安全壳冷却系统(PCCS)；13：冷却水池；14：冷却水；15：排气管；16：热交换器；17：入口室；18：出口室；19：换热管；20：干井气体供应管(供气管)；20a：隔离阀；21：冷凝水返回管；22：排气管；23：管板；30：安全壳容器；32：外部井；32a：顶板；33：洗涤池；40：干井；40b：下部干井；40c：干井共用壁；48：湿井气体供应管(气体供应管)；49：止回阀；50：湿井；50a：湿井共用壁；60：抑制池；61：空气翅片冷却器(AFC)；62：管束；62a：冷却管；63：风扇；64：电动机；65：泵；66：循环管道；67：支撑结构；68：外部空气；70：湿井气相；80：LOCA排气管；81：冷凝水返回管；82：排气管；83：APCCS池；84：池水；90：真空断路阀；91：基座；91a：基座腔；92：RPV裙部；93：RPV支撑部；101：堆芯；102：反应堆压力容器(RPV)；103：冷却水；104：破口；110：安全壳容器盖。

Claims (11)

1.一种用于沸水反应堆装置的应急堆芯冷却系统，所述装置包括：
包含堆芯的反应堆压力容器；
安全壳容器，具有：
干井，包含所述反应堆压力容器；
湿井，在其下部包含抑制池，在其上部包含湿井气相；
LOCA排气管，将所述干井与所述抑制池连接；
外部井，设置在所述干井和所述湿井的外部，经由干井共用壁与所述干井相邻，并经由湿井共用壁与所述湿井相邻；以及
储存水的洗涤池，设置在所述外部井中；
所述应急堆芯冷却系统包括：
至少三个能动安全分区，分别包括仅一个电机驱动能动安全系统；
至少一个非能动安全分区，分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统；
应急电源，设置在所述能动安全分区中的每一个能动安全分区中，以向所述电机驱动能动安全系统提供电能；以及
先进非能动安全壳冷却系统，设置在所述非能动安全分区中，包括排气管，所述排气管的前端浸没在所述洗涤池的水中，所述先进非能动安全壳冷却系统被配置为当发生了冷却剂丧失事故并且所述能动安全系统被激活时能够冷却所述安全壳容器，其中，
所述至少三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括低压灌水系统，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用，
除了分别包括与所述余热排出系统共用的所述低压灌水系统的所述仅两个能动安全分区之外的所述能动安全分区，包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统，并且
所述先进非能动安全壳冷却系统包括：
用于存储冷却水的冷却水池，所述冷却水池设置在所述安全壳容器外部；
热交换器，包括入口室、出口室以及换热管，所述热交换器的至少一部分浸没在所述冷却水池的所述冷却水中；
气体供应管，在一端处连接到所述热交换器的所述入口室并且在另一端处连接到所述安全壳容器的气相部分，所述气体供应管被配置为将所述安全壳容器中的气体引导到所述热交换器中；
冷凝水返回管，在一端处连接到所述热交换器的所述出口室并且在另一端处连接到所述安全壳容器，所述冷凝水返回管被配置为将所述热交换器中的冷凝水引导到所述安全壳容器中；以及
排气管，在一端处连接到所述热交换器的所述出口室并且在另一端处浸没在所述外部井中的所述洗涤池中，所述排气管被配置为将所述热交换器中的不凝结气体排放到所述外部井中。
2.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅三个能动安全分区；
所述三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用；并且
除了所述三个能动安全分区中的所述仅两个能动安全分区之外的仅一个能动安全分区包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的低压空气冷却注入系统。
3.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅三个能动安全分区；
所述三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，并且
除了所述三个能动安全分区中的所述仅两个能动安全分区之外的仅一个能动安全分区包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统。
4.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅四个能动安全分区；
所述四个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，并且
所述四个能动安全分区中的另外两个能动安全分区分别包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的低压空气冷却注入系统。
5.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅四个能动安全分区；
所述四个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，并且
所述四个能动安全分区中的另外两个能动安全分区分别包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的所述高压空气冷却注入系统。
6.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅四个能动安全分区；
所述四个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，
所述四个能动安全分区中的另一个能动安全分区包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的低压空气冷却注入系统，并且
所述四个能动安全分区中的又一个能动安全分区包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统。
7.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅四个能动安全分区；
所述四个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括所述低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，
所述四个能动安全分区中的另外两个能动安全分区分别包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统，并且
在所述仅一个电机驱动能动安全系统之外，所述四个能动安全分区中的至少一个能动安全分区还分别包括由使用从所述反应堆压力容器供应的主蒸汽的蒸汽涡轮机驱动的反应堆堆芯隔离冷却系统。
8.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少三个能动安全分区包括仅五个能动安全分区；
所述五个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括低压灌水系统和柴油发电机，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与所述余热排出系统共用，
所述四个能动安全分区中的另外两个能动安全分区分别包括燃气涡轮发电机和作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的高压空气冷却注入系统，并且
所述四个能动安全分区中的另一个能动安全分区包括由使用从所述反应堆压力容器供应的主蒸汽的蒸汽涡轮机驱动的反应堆堆芯隔离冷却系统。
9.根据权利要求1所述的应急堆芯冷却系统，其中，
所述至少一个非能动安全分区除了所述先进非能动安全壳冷却系统之外还分别包括隔离冷凝器。
10.一种沸水反应堆装置，包括：
堆芯；
包含所述堆芯的反应堆压力容器；
安全壳容器，具有：
干井，包含所述反应堆压力容器；
湿井，在其下部包含抑制池，在其上部包含湿井气相；
LOCA排气管，将所述干井与所述抑制池连接；
外部井，设置在所述干井和所述湿井的外部，经由干井共用壁与所述干井相邻，并经由湿井共用壁与所述湿井相邻；及
储存水的洗涤池，设置在所述外部井中；以及
应急堆芯冷却系统，包括：
至少三个能动安全分区，分别包括仅一个电机驱动能动安全系统；
至少一个非能动安全分区，分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统；
应急电源，设置在所述能动安全分区中的每一个能动安全分区中，以向所述电机驱动能动安全系统提供电能；以及
先进非能动安全壳冷却系统，设置在所述非能动安全分区中，包括排气管，所述排气管的前端浸没在所述洗涤池的水中，所述先进非能动安全壳冷却系统被配置为当发生了冷却剂丧失事故并且所述能动安全系统被激活时能够冷却所述安全壳容器，其中，
所述至少三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括低压灌水系统，所述低压灌水系统作为所述仅一个电机驱动能动安全系统与余热排出系统共用，
除了分别包括与所述余热排出系统共用的所述低压灌水系统的所述仅两个能动安全分区之外的所述能动安全分区，包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统，并且
所述先进非能动安全壳冷却系统包括：
用于存储冷却水的冷却水池，所述冷却水池设置在所述安全壳容器外部；
热交换器，包括入口室、出口室以及换热管，所述热交换器的至少一部分浸没在所述冷却水池的所述冷却水中；
气体供应管，在一端处连接到所述热交换器的所述入口室并且在另一端处连接到所述安全壳容器的气相部分，所述气体供应管被配置为将所述安全壳容器中的气体引导到所述热交换器中；
冷凝水返回管，在一端处连接到所述热交换器的所述出口室并且在另一端处连接到所述安全壳容器，所述冷凝水返回管被配置为将所述热交换器中的冷凝水引导到所述安全壳容器中；以及
排气管，在一端处连接到所述热交换器的所述出口室并且在另一端处浸没在所述外部井中的所述洗涤池中，所述排气管被配置为将所述热交换器中的不凝结气体排放到所述外部井中。
11.一种沸水反应堆装置，包括：
堆芯；
包含所述堆芯的反应堆压力容器；
安全壳容器；以及
应急堆芯冷却系统，被配置为能够冷却所述安全壳容器或所述堆芯中的至少一个，其中
所述应急堆芯冷却系统包括：
至少三个能动安全分区，分别包括仅一个电机驱动能动安全系统；以及
至少一个非能动安全分区，分别包括不需要任何电动机的非能动安全系统；
所述至少三个能动安全分区中的仅两个能动安全分区分别包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的低压灌水系统，
除了其中分别包括低压灌水系统的所述仅两个能动安全分区之外的所述能动安全分区，分别包括作为所述仅一个电机驱动能动安全系统的空气冷却注入系统，并且
所述至少一个非能动安全分区分别包括先进非能动安全壳冷却系统，所述先进非能动安全壳冷却系统被配置为当所述能动安全系统被激活时能够冷却所述安全壳容器。
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