核电厂应急余热排出和补水系统

摘要

本发明公开了一种核电厂应急余热排出和补水系统，其包括三列互相独立的冷却系列、一个超大型模块化的冷却水箱、一套控制和报警系统以及辅助监测仪表；超大型模块化的冷却水箱的装水量至少能够满足排出事故后72小时内一回路的热量，冷却水箱与应急给水系统和乏燃料水池连接以在需要时为应急给水系统和乏燃料水池补水；三列冷却系列共用超大型模块化冷却水箱作为其冷凝器的最终热阱，在应急给水系统不可用的情况下实现蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出；超大型模块化的冷却水箱的底部设有下沉隔间，三列冷却系列的冷凝器分别位于不同的下沉隔间中。本发明完全能够满足核燃料释热72小时排出要求，提高了核电厂应对事故工况的能力和安全性。

说明书

技术领域

本发明属于核电厂应急余热排出和补水领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂应急余热排出和补水系统。

背景技术

核安全的主要问题之一就是要在任何情况下保证核燃料释热的疏导。核燃料一部分在反应堆中参与核反应，另一部分是用过的乏燃料，贮存在乏燃料水池中。

在反应堆中的核燃料，当反应堆停堆后，依然会产生余热。反应堆停堆后，最初由蒸汽发生器将这部分热量导出，当二回路不能再运行时，将由余热排出系统导出这部分热量，保证反应堆的冷却。当正常给水系统不可用时，将启动应急给水系统，向蒸汽发生器提供应急给水，从而满足蒸汽发生器持续排出余热的功能要求。但当应急给水系统供水不足或失效时，这部分余热将无法及时排出，危及核安全。

在乏燃料水池中的核燃料，会持续产生衰变热，衰变热主要依靠反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统持续排出，一旦该系统失效，乏燃料水池水位将得不到保障，以致出现燃料组件裸露和放射性物质无法包容的风险。

三代核电厂对核燃料释热提出了72小时排出的要求，以防止事故的进一步扩展而变得更严重，因此需要研究更先进的核电厂应急余热排出和补水系统，以确保核安全。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种能够满足核燃料释热72小时排出要求的核电厂应急余热排出和补水系统，为蒸汽发生器二次侧提供非能动余热排出，并给应急给水系统和乏燃料水池补水，以提高核电厂应对事故工况的能力和安全性。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂应急余热排出和补水系统，其包括三列互相独立的冷却系列、一个超大型模块化的冷却水箱、一套控制和报警系统以及辅助监测仪表；超大型模块化的冷却水箱的装水量至少能够满足排出事故后72小时内一回路的热量，冷却水箱与应急给水系统和乏燃料水池连接以在需要时为应急给水系统和乏燃料水池补水；每一冷却系列对应一个蒸汽发生器，三列冷却系列共用超大型模块化冷却水箱作为其冷凝器的最终热阱，在应急给水系统不可用的情况下实现蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出；超大型模块化的冷却水箱的底部设有下沉隔间，三列冷却系列的冷凝器分别位于不同的下沉隔间中。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，当应急给水系统可用时，由应急给水系统排热；当应急给水系统水量不足时，由所述冷却水箱给应急给水系统补水，以保障72小时持续排热；在“全厂断电、后备柴油机失效、应急给水系统失效”情况下，全厂丧失全部能动堆芯余热排出能力时，通过三列冷却系列以非能动的方式直接给蒸汽发生器二次侧排热，保证系统建立连续稳定的自然循环，排出事故后72小时内一回路热量，防止堆芯恶化。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述三列冷却系列配置完全相同，在至少两列冷却系列可用时即能够完成蒸汽发生器二次侧余热导出功能，具备足够的冗余性；每列冷却系列与蒸汽发生器连接的入口和出口执行隔离功能的阀门均为两道，具备足够的冗余性；三列冷却系列分别布置在反应堆两侧的安全厂房中，每一冷却系列均包括依次串联的蒸汽管线、冷凝器和冷凝回流管线，冷凝器浸泡在冷却水箱中，用于将蒸汽发生器二次侧的热量导出至冷却水箱的水中，水箱中水被加热沸腾蒸发，热量最终传递至大气环境最终热阱。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述冷却系列的蒸汽管线与蒸汽发生器的蒸汽出口管道连接，蒸汽管线上装有两道蒸汽入口阀门作为冗余，其中第一道蒸汽入口阀门为直接焊接在蒸汽出口管道管嘴上的蒸汽入口隔离阀，该管嘴位于主蒸汽系统安全阀和主蒸汽隔离阀之间，蒸汽入口隔离阀为电动闸阀，第二道蒸汽入口阀门为靠近蒸汽入口隔离阀布置的入口调节截止阀，入口调节截止阀为电动调节截止阀；

所述冷却系列的冷凝器为不锈钢的C型结构，安装于超大型模块化冷却水箱底部，并且被水浸没；

所述冷却系列的冷凝回流管线的出口与应急给水系统的应急给水管线连接，接入点位于应急给水管线的逆止阀与蒸汽发生器之间；冷凝回流管线上设有位于安全壳外的冷凝回流隔离阀和位于安全壳内的冷凝回流止回阀，冷凝回流止回阀能够在系统投运工况长期阶段的低流量状态下维持开启。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述冷凝器作为冷芯布置在冷却系统中的高位，冷凝器的出口管嘴与蒸汽发生器的给水入口管嘴的高度差不小于5m，以满足系统自然循环能力的要求；按流体方向，冷却系列的蒸汽管线保持上行趋势，整个循环回路的最高点在冷凝器入口前的蒸汽管道上，中间避免出现阶段性低点；冷凝回流管线按照先下行后上行的方式，最低点低于冷凝回流管线进入蒸汽发生器的管嘴位置，使整个冷凝回流管线底部形成U型结构，确保冷凝回流管线中形成水柱，以利于系统稳定运行。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述冷却水箱设置在核电厂安全壳外侧上方，用于存水以实现热量导出，排向大气；冷却水箱为环形结构，被多个隔墙分成多个水箱单元，相邻水箱单元之间通过上下联通口联通形成串联结构；三列冷却系列的三个冷凝器分别安装在三个不同的水箱单元中，所述下沉隔间设于冷凝器所在的水箱单元底部，冷凝器位于下沉隔间中，确保被水浸没；超大型模块化的冷却水箱为混凝土钢衬里结构，内壁设有内衬钢覆面，以防止渗漏和维持水质。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述超大型模块化的冷却水箱设置有补水管线、疏水管线、蒸汽排放口、水箱水位监测仪表、水温监测仪表以及压力控制设施；补水管线设有正常补水接口和临时补水接口，正常运行情况下接受来自除盐水分配系统的补水，事故后在必要时接受临时水源的补水；疏水管线用于水箱检修或水箱水质不符合要求时的排水，也连通至应急给水系统的集管、乏燃料水池，以在必要时为这两个系统补水；冷却水箱的顶部设有顶板，顶板上设有蒸汽排放口，水箱水面距水箱顶部的蒸汽排放口保持至少1m的距离，蒸汽排放口设有百叶窗，用于事故工况下系统投运后水箱内产生大量蒸汽时进行排放，以使热量最终排向大气环境。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，还包括一套搅混设施；所述搅混设施包括依次连接的搅混取水管线、循环泵和循环回水管线，循环回水管线在冷却水箱顶部分成两个半圆环管，每个半圆环管上配置多个喷头，喷头的位置分别对应冷却水箱的多个水箱单元；搅混设施的取水管线从冷却水箱最近的疏水管线取水，经过循环泵后，通过循环回水管线输送至冷却水箱的顶部，经半圆环管的喷头喷入各水箱单元，实现冷却水箱中水的搅混以增强换热循环；循环回水管线同时与正常及事故后补水管线相连接，用于通过补水管线给冷却水箱补水。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，还包括一套循环加药及加热设施；所述循环加药及加热设施用于给冷却水箱中的水进行加药和加热，循环加药及加热设施包括加药箱、电加热器以及相关的阀门和管线，加药箱、电加热器以并联方式设置在搅混设施的循环回水管线上；电厂运行期间，根据需要进行加药循环操作；循环泵和电加热器所需为正常电源。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述控制和报警系统采用自动控制和手动控制，能够在主控室一键启动；电厂正常运行期间，所述核电厂应急余热排出和补水系统处于备用状态；在需要核电厂应急余热排出和补水系统持续排出一回路热量时，自动启动条件为：三台蒸汽发生器宽量程水位同时低于设定值，并且三列应急给水系统低流量运行超过规定时间。

作为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的一种优选实施方式，所述控制和报警系统设置了模块化冷却水箱水位高、水箱水位低、水箱温度高、入口隔离阀间压力高、管道备用状态氮气压力高、管道备用状态氮气压力低、回水段液柱水位高、回水段液柱水位低和阀位监测信号报警。

与现有技术相比，本发明核电厂应急余热排出和补水系统能够为应急给水系统和乏燃料水池补水，还能在应急给水系统不可用的情况下实现蒸汽发生器二次侧的非能动余热排出，完全能够满足核燃料释热72小时排出要求，提高了核电厂应对事故工况的能力和安全性。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂应急余热排出和补水系统及其有益效果进行详细说明。

图1为本发明核电厂应急余热排出和补水系统的结构示意图。

图1-1至图1-3分别为图1中I、II、III部分的放大图(为便于区分放大区域，利用A-A、B-B两条虚线将图1划分为I、II、III三部分)。

图2为图1中超大型模块化冷却水箱的俯视图。

图3为沿图2中0-180°线的冷却水箱剖视图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。

请参阅图1至图3，本发明核电厂应急余热排出和补水系统包括三列配置相同且互相独立的冷却系列10、一个超大型模块化的冷却水箱40、一套搅混设施50、一个循环加药及加热设施60、一套控制和报警系统以及辅助监测仪表等设施。超大型模块化的冷却水箱40为应急给水系统和乏燃料水池补水，还可以通过三列冷却系列10为蒸汽发生器二次侧提供非能动余热排出。

A、B、C三列冷却系列10完全相同且相互独立，每一冷却系列10对应一个蒸汽发生器90，在至少两列冷却系列10可用时即可完成余热导出功能，具备足够的冗余性。每一冷却系列10均包括蒸汽管线12、冷凝器14、冷凝回流管线16以及其他相应的管道和阀门，每一冷却系列10与蒸汽发生器90连接的入口和出口执行隔离功能的阀门均为两道，具备足够的冗余性。三列冷却系列10共用超大型模块化的冷却水箱40作为三个冷凝器14的最终热阱，任一蒸汽发生器90产生的蒸汽经对应冷却系列10的蒸汽管线12进入冷凝器14冷却后，冷凝水经冷凝回流管线16重新注入蒸汽发生器90，形成一个闭式的余热排出回路。

蒸汽发生器90与主蒸汽系统连接的蒸汽出口管道91在安全壳80外设有一个主蒸汽系统安全阀910和一个主蒸汽隔离阀912，蒸汽管线12与蒸汽发生器90的蒸汽出口管道91连接，接入点位于主蒸汽系统安全阀910和主蒸汽隔离阀912之间。蒸汽管线12上装有两道蒸汽入口阀门120、122，作为冗余，其中：第一道蒸汽入口阀门为蒸汽入口隔离阀120，蒸汽入口隔离阀120直接焊接在蒸汽出口管道91的管嘴上，该管嘴位于主蒸汽系统安全阀910和主蒸汽隔离阀912之间，蒸汽入口隔离阀120为电动闸阀；第二道蒸汽入口阀门为入口调节截止阀122，入口调节截止阀122靠近蒸汽入口隔离阀120布置，该阀门为电动调节截止阀。

冷凝器14作为自然循环的关键设备，在冷凝管内将蒸汽冷凝成水，将热量传导至冷凝管外的超大型模块化的冷却水箱40的存水中。冷凝器14为不锈钢的C型结构，安装于冷却水箱40底部，并且被水浸没。

应急给水系统与蒸汽发生器90连接的应急给水管线92在安全壳80内设有逆止阀920，冷凝回流管线16的出口与应急给水系统的应急给水管线92连接，接入点位于逆止阀920与蒸汽发生器90之间。冷凝回流管线16上设有位于安全壳80外的冷凝回流隔离阀160和位于安全壳80内的冷凝回流止回阀162。冷凝回流止回阀162靠近蒸汽发生器布置，其能够在系统投运工况长期阶段的低流量状态下维持开启。

此外，每一冷却系列10还连接有管道充水接口、疏水接口、排气接口、氮气接口及氮气压力监测仪表、隔离阀间压力监测仪表及疏排接口、回路液位检测仪表以及试验用流量与温度仪表等。

冷却水箱40为超大型模块化的冷却水箱，其装水量能够满足排出事故后72小时内一回路的热量。冷却水箱40设置在核电厂安全壳80外侧上方，用于存水以实现热量导出，排向大气。冷却水箱40为环形结构，被多个隔墙41分成多个水箱单元42，相邻水箱单元42之间通过上下联通口43联通形成串联结构，图中所示水箱单元42和隔墙41的数量为20个。三列冷却系列10的三个冷凝器14分别安装在不同水箱单元42中，冷凝器14所在的水箱单元42设有下沉隔间，冷凝器14位于下沉隔间中，确保被水浸没。

超大型模块化的冷却水箱40为混凝土钢衬里结构，内壁设有内衬钢覆面400，以防止渗漏和维持水质。每个水箱单元42的内衬钢覆面400先在制造厂预制成独立的模块，再整体运输和吊装，在核电现场就位和拼焊后，分层浇灌混凝土制成。

超大型模块化的冷却水箱40设置有补水管线402、疏水管线403、蒸汽排放口404、水箱水位监测仪表、水温监测仪表、高位水源补水接口以及压力平衡管等。

补水管线402设有正常补水接口和临时补水接口，正常运行情况下可接受来自除盐水分配系统的补水，事故后可在必要时接受临时水源的补水。

疏水管线403用于水箱检修或水箱水质不符合要求时的排水，也连通至应急给水系统的集管、乏燃料水池，以在必要时为这两个系统补水。

冷却水箱40的顶部设有顶板，顶板上设有蒸汽排放口404，蒸汽排放口404设有百叶窗，用于事故工况下系统投运后水箱内产生大量蒸汽时进行排放，以使热量最终排向大气环境。

水位及水温监测仪表包括水箱水位计、水箱温度计和各冷却系列的回路水位计。水箱水位计的一端接在靠近水箱底部处，另一端接在水箱上部气空间处。水箱温度计接在房间内水箱两侧靠近水箱外墙处，并远离循环管线的取水口与回水口。各回路水位计的一头接在冷凝器14入口前的蒸汽管线最高管段上，另一头接在冷凝器14的出口管道上。

搅混设施50用于对冷却水箱40中的水进行搅混，以增强换热循环。搅混设施50包括依次连接的搅混取水管线、循环泵52和循环回水管线53，循环回水管线53在冷却水箱40顶部分成两个半圆环管54，每个半圆环管54上配置多个喷头540，喷头540的位置分别对应冷却水箱40的多个水箱单元42；搅混设施50的取水管线从冷却水箱40最近的疏水管线403取水，经过循环泵52后，通过循环回水管线53输送至冷却水箱40的顶部，经半圆环管54的喷头540喷入各水箱单元42，实现冷却水箱40中水的搅混以增强换热循环。循环回水管线53同时与正常及事故后补水管线402相连接，用于通过补水管线402给冷却水箱40补水。

循环加药及加热设施60用于给冷却水箱40中的水进行加药和加热，循环加药及加热设施60包括加药箱61、电加热器62以及相关的阀门和管线，加药箱61、电加热器62以并联方式设置在循环回水管线53上。电厂运行期间，根据需要进行加药循环操作。循环泵52启动前，操作员现场手动打开冷却水箱40的疏水管线403上的排水隔离阀，确认循环回水管线53的隔离阀打开，正常及事故后补水管线的隔离阀关闭。循环泵52启动后，加药箱61中的化学药剂随水箱介质进入每个水箱单元42；运行一段时间后，对循环泵52出口水质取样监测，化学药剂达到预定值后停运循环泵52。循环泵52和电加热器62所需为正常电源，在冬季气温较低时两者需长期连续运行，在其他时间循环泵52需间断运行，电加热器62则无需运行。为了人员安全，人员可达的设备或管道，表面温度高的需要进行保温，以防止人员烫伤。

本发明核电厂应急余热排出和补水系统通过超大型模块化的冷却水箱40为应急给水系统和乏燃料水池补水，并通过冷却系列10为蒸汽发生器二次侧提供非能动余热排出，但不需要同时补水和带热。具体来说，本发明核电厂应急余热排出和补水系统主要包括以下功能：

1)在反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统出现异常时，本发明应急余热排出和补水系统作为乏燃料水池供水的后备手段，通过冷却水箱40给乏燃料水池补水；

2)在应急给水系统启动后，本发明应急余热排出和补水系统作为应急给水系统的后备手段，通过冷却水箱40给应急给水系统补水为事故后的堆芯排出余热，并与应急给水系统之间进行实体隔离，以避免受同一始发事件或此事件后果的影响；

3)在应急给水系统不可用的情况下，将应急余热排出和补水系统直接接入蒸汽发生器二次侧，通过冷凝器14利用冷却水箱40中的水冷却蒸汽发生器90产生的蒸汽，并将冷凝水重新送入蒸汽发生器90，与蒸汽发生器90形成一个非能动冷却回路，排出一回路堆芯余热；本发明应急余热排出和补水系统可同时起到维持蒸汽发生器90水位，避免蒸汽发生器90蒸干的作用；在发生蒸汽发生器传热管破裂事故时，执行蒸汽发生器90隔离功能，限制放射性释放。

本发明核电厂应急余热排出和补水系统的运行原理与具体布置为：

本发明核电厂应急余热排出和补水系统在执行非能动余热排出功能时，冷凝器14浸泡在冷却水箱40中，用于将蒸汽发生器90二次侧的热量导出至水箱。在本发明核电厂应急余热排出和补水系统投运的情况下，冷凝器管内蒸汽冷凝成水，热量传递至水箱，水箱中水被加热沸腾蒸发，热量最终传递至大气环境最终热阱。

超大型模块化冷却水箱40的装水量能包络事故工况下最大水量需求，满足事故后72小时内一回路热量排出的要求，水箱水面距水箱顶部的蒸汽排放口404保持至少1m的距离。为避免影响换热效果，冷凝器14与冷却水箱40的实体结构保持一定距离。在完全丧失给水事故下，本发明应急余热排出和补水系统投运后，冷凝器下沉隔间的水升温至沸腾，冷却水箱40中的水蒸气可以经由隔墙41上部开孔从百叶窗排出，同时隔墙41之间的水也会经由隔墙41底部的开孔流向冷凝器下沉隔间，因此，在应急余热排出和补水系统投运过程中，冷却水箱40的装水量不会出现补水不足导致的冷凝器14裸露。

为实现非能动自然循环，作为冷芯的冷凝器14布置在冷却系列10中的高位，冷凝器出口管嘴与蒸汽发生器90的给水入口管嘴的高度差(即冷热芯位差)不小于5m，以满足冷却系列10自然循环能力的要求。按流体方向，冷却系列10的蒸汽管线12保持上行趋势，整个循环回路的最高点在冷凝器14入口前的蒸汽管道上，略高于冷凝器入口，中间应避免出现阶段性低点；冷凝回流管线16按照先下行后上行的方式，最低点低于冷凝回流管线16进入蒸汽发生器90的管嘴位置，使整个冷凝回流管线16底部形成U型结构，确保冷凝回流管线16中形成水柱，以利于系统稳定运行。

本发明核电厂应急余热排出和补水系统的三列冷却系列10分别布置在反应堆两侧的安全厂房中，其中安全厂房A所在侧布置一列，安全厂房B所在侧布置两列。每一冷却系列10的布置如下：

1)蒸汽管线12的蒸汽入口阀门布置在安全厂房主蒸汽阀站；

2)冷却水箱40环绕安全壳80外壁布置，水箱底部位置高于蒸汽发生器90的应急给水系统的接管嘴，冷凝器14浸泡在冷却水箱底部的下沉隔间内；

3)冷凝回流隔离阀160布置在应急给水系统管线的安全壳贯穿件附近，冷凝回流逆止阀162布置在安全壳80内靠近蒸汽发生器90的应急给水系统的管嘴处；

4)冷凝回流管线16从下方或斜下方接到应急给水系统的管道上，以保证备用状态下热流体在上方，冷流体在下方，减少对流换热；

5)蒸汽入口隔离阀120与入口调节截止阀122之间连接的疏水管线121以一定角度的倾斜布置，接至疏水管的下游，疏水管线121上不应存在U型或倒U型的布置方式，以避免形成水封；

6)循环加药及加热设施60的取水口应位于房间一侧的靠近冷却水箱40底部处，回水口应位于房间另一侧的靠近冷却水箱40顶部处，以加强循环搅混效果。

本发明核电厂应急余热排出和补水系统的运行和控制方式如下：

1、电厂正常运行工况

电厂正常运行期间，核电厂应急余热排出和补水系统处于备用状态，三列冷却系列10的蒸汽入口隔离阀120、入口调节截止阀122和冷凝回流管线16上的安全壳外冷凝回流隔离阀160均位于关闭位置；冷却系列10的蒸汽管线12内充以氮气进行覆盖，通过压力仪表监测，维持氮气压力略高于大气压，当介质聚积较多导致压力超过设定值时，开启排放阀，将聚积介质排出；蒸汽入口隔离阀120和入口调节截止阀122之间通过压力表监测介质聚积情况。

电厂正常运行期间，定期对冷却水箱40的水质进行取样监测，在必要时进行加药循环操作或换水操作。

2、电厂事故工况

1)全部丧失给水事故

当3台蒸汽发生器90的主给水完全丧失时，会造成二回路水装量丧失，3台蒸汽发生器90的水位降低；当蒸汽发生器90的水位低于设定值(应急给水系统不可用)，触发反应堆紧急停堆，汽轮机跳闸，随即二回路蒸汽通过蒸汽大气排放系统排向大气。

当蒸汽发生器宽量程水位降低至设定值，同时叠加应急给水系统流量低持续60s后，本发明核电厂应急余热排出和补水系统启动，开始通过三列冷却系列10导出堆芯余热；系统接入后一段时间，一、二回路压力和温度开始下降，事故达到可控状态。

2)全厂断电叠加应急给水系统失效事故

当发生全厂断电时，由于主泵失去电源供应，其速度减慢，当达到主泵低-低转速定值，触发反应堆紧急停堆，汽轮机跳闸。二回路产生的蒸汽通过蒸汽大气排放系统排向大气。

当蒸汽发生器宽量程水位降低至设定值，同时叠加应急给水系统流量低持续60s后，本发明核电厂应急余热排出和补水系统启动，开始通过三列冷却系列10导出堆芯余热，由于此时一回路热量已经较低，系统一经接入，一、二回路压力和温度即开始下降，事故达到可控状态。

3)应急给水系统可用但需要长期补水时

在所有需要通过应急给水系统和蒸汽大气排放系统进行排热的工况，即使考虑堆芯衰变热、一台主泵在运的主泵散热、一回路水体和设备显热的导热需求，应急给水箱容量只能满足事故后24h的热量导出需求，事故后24h至72h长期阶段将由本发明核电厂应急余热排出和补水系统的冷却水箱40向应急补水箱再补水。

4)在反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统出现异常时

在反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统出现异常时，冷却回路机械系统完全失效的工况下，乏燃料水池热量通过补水蒸发模式导出，长期阶段由本发明核电厂应急余热排出和补水系统向乏燃料水池进行补水，保障事故后72h内的补水量。

3、系统控制

本发明核电厂应急余热排出和补水系统的控制设计主要针对核电厂事故工况，应对的工况为需要应急给水系统投运以排出一回路热量且应急给水系统失效的事故工况，在这些工况中核电厂应急余热排出和补水系统能够持续排出一回路热量。

在需要核电厂应急余热排出和补水系统持续排出一回路热量时，自动启动条件为：3台蒸汽发生器90宽量程水位同时低于设定值，并且3列应急给水系统低流量运行超过规定时间。

核电厂应急余热排出和补水系统的控制中，除了系统的启动设置了自动控制外，还可以采用手动控制。

启动核电厂应急余热排出和补水系统时，能够在主控室一键启动，核电厂应急余热排出和补水系统三列冷却系列10的第一道蒸汽入口隔离阀120同时开启，延时后第二道入口调节截止阀122同时开启，再延时后冷凝回流隔离阀160开启。

4、报警设置

为了满足系统的功能要求，方便操作员对系统进行操作，控制和报警系统设置了模块化冷却水箱水位高、水箱水位低、水箱温度高、入口隔离阀间压力高、管道备用状态氮气压力高、管道备用状态氮气压力低、回水段液柱水位高、回水段液柱水位低和阀位监测信号报警，具体如下：

a)超大型模块化的冷却水箱

超大型模块化的冷却水箱40初次充水，或后续检修排水后再次充水时，根据水位监测水位达到高定值触发报警后手动停止补水。在事故后，水箱水位持续下降至低定值触发报警时，就地开启临时补水接口，待水位回升超过定值后，关闭补水管线。水箱水位高于定值需排水时，可就地开启排水管线，待水位恢复定值后关闭。

冷却水箱温度设置温度监测仪表，高于定值触发报警，如循环泵52正在运行，需停循环泵52进行冷却，利用核岛除盐水分配系统低温水置换冷却水箱40里的存水。

b)氮气管道

系统备用期间，以氮气覆盖三列冷却系列10的蒸汽管线12，并设置压力仪表监测氮气压力：若氮气压力高于定值触发报警，开启排放口排放氮气，降低氮气压力；若氮气压力低于定值触发报警，提醒操作员打开氮气回路上的隔离阀进行补氮。

c)蒸汽入口阀门间

系统备用期间，为防止第一道蒸汽入口阀门蒸汽泄漏、冷凝疏水聚积，两道蒸汽入口阀门间设置压力仪表监测压力，高于定值触发报警时，就地开启两道蒸汽入口阀门间的疏水管线121向主蒸汽系统疏水排气。

d)回水段液柱

本发明核电厂应急余热排出和补水系统正常备用时，三列冷却系列10的冷凝回流管线16和冷凝器管内侧都处于充满水的状态，回水段液柱测量可以反映冷凝回流管线16和冷凝器14内的充水情况。

e)阀位

本发明核电厂应急余热排出和补水系统还设置了隔离阀阀位监测报警。在没有开启命令的情况下，隔离阀未全关会触发报警信号，以及在有开启命令(手动或自动)的情况下，延时规定时间后，隔离阀未全开会触发报警。

通过以上描述可知，本发明核电厂应急余热排出和补水系统在面对事故工况时并不是立即运行，而是作为应急给水系统的备用手段，采取了纵深防御和冗余的设计思想，极大地提高了核电厂应对事故工况的能力和安全性：

当应急给水系统可用时，由应急给水系统排热；当应急给水系统启动后，应急给水系统水箱的装水量只能保证供应24小时，当应急给水系统水量不足时，由本发明核电厂应急余热排出和补水系统的冷却水箱40给应急给水系统补水，作为应急给水系统为蒸汽发生器二次侧排热手段的后备手段，用于事故后24h至72h堆芯余热的排出，起到纵深防御和冗余的作用，有效保障72小时持续排热；

当反应堆水池和燃料水池冷却和处理系统(PTR)系统出现异常时，无法给乏燃料及时补水，或乏燃料水池发生失水事故时，通过本发明核电厂应急余热排出和补水系统的冷却水箱40为乏燃料水池补水，作为乏燃料水池供水的后备手段，用于乏燃料水池事故后燃料组件衰变热的排出；并通过维持乏燃料水池水位，避免燃料组件裸露和放射性物质无法包容，确保10米水层辐射防护屏障的安全；

在“全厂断电、后备柴油机失效、应急给水系统失效”情况下，全厂丧失全部能动堆芯余热排出能力时，通过本发明直接给蒸汽发生器二次侧排热，为核电厂提供一种非能动的余热排出手段，实现核电厂发生严重事故时，保证系统建立连续稳定的自然循环，排出事故后72小时内一回路热量，防止堆芯恶化。

本发明核电厂应急余热排出和补水系统实现了核电厂应急余热排出和补水系统带热和补水的功能，同时有利于换热和水质控制，便于核电现场模块化施工，与现有技术相比，本发明至少具有以下技术效果：

1)采用新设计的核电厂应急余热排出和补水系统，通过为应急给水系统和乏燃料水池补水，以及直接给蒸汽发生器二次侧排热，为实现三代核电厂对反应堆中的核燃料释热和乏燃料水池中乏燃料衰变热72小时持续排放，提供纵深防御和冗余保障。

2)本发明采用超大型模块化冷却水箱，其装水量能包络事故工况下最大水量需求，满足事故后72小时内一回路热量排出的要求；冷却水箱40由20个模块组成，便于模块化施工；冷却系列10的冷凝器14设置浸泡在冷却水箱40中，实现了与蒸汽发生器二次侧的隔离。

3)本发明采用搅混设施50，可以给冷却水箱40中的水进行搅混，增强换热循环。

4)本发明采用循环加药及加热设施60，可以给冷却水箱40中的水进行加药和加热。

5)本发明采用了合理的布置，在一回路热量排出过程中，实现了非能动自然循环。

6)本发明采用了自动控制和手动控制，能够在主控室一键启动。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。