低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统.pdf

本发明属于核反应堆控制领域，具体说是一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。其特征是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。与注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量的含硼水与大量慢化水混合，这样无需设置除硼的复杂系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入含硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。

1.  一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法，其特征在于：在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元内注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。

2.  一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆系统，其特征在于：在堆芯内靠近中央处设有至少两个由中子吸收截面小的材料制成的长度大于堆芯(9)高度且两端封闭的空腔栅元(8)，一根管道(21)的一端插入空腔栅元(8)的底部，其另一端穿过反应堆容器，经注入电磁阀(1)与储液罐(6)相连，储液罐(6)上部还连有进气阀(4)和排气阀(5)，另一根管道(22)的一端接到空腔栅元(8)的上部，其另一端穿过反应堆容器，经连配气阀(2)和供气阀(3)与氮气瓶(7)相连，供气阀(3)还与进气阀(4)相连。

3.  一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆系统，其特征在于：在堆芯内靠近中央处设有至少两个由中子吸收截面小的材料制成的长度大于堆芯(9)高度且上端密闭下端开口的空腔栅元(8)，管道(23)的一端从下端开口处插入空腔栅元(8)直至其顶部，另一端穿过反应堆容器与储气罐(13)相连，同时还经充气阀(12)、排气电磁阀(11)分别与氮气瓶(15)、真空罐(14)相连。

低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法和停堆系统
技术领域
本发明属于核反应堆控制领域，具体涉及一种核反应堆事故的停堆方法和停堆系统。
背景技术
我国对核设施的安全非常重视，新设计和正在建造的低温供热堆或研究堆都必须研究外电源断电保护系统拒动和提棒事故保护系统拒动的事故，这两种都是超设计基准事故，虽然概率很低，但是它对核反应堆安全威胁很大。尤其是低温供热堆和研究堆不允许有厂外应急。为消除以上两种超设计基准事故，必须研究设计超设计基准事故地停堆方法和停堆系统。采用核电站事故加硼水的方法向慢化剂中加硼溶液是解决上述超设计基准事故办法之一。由于核电站有硼处理系统，而且正常运行时慢化剂中就含有硼，因此用加硼水实现停堆是很方便的。而低温供热堆或研究堆，没有除硼系统，因此事故下采用向冷却(慢化)剂中加硼水的方法，势必生成大量含硼水，这不仅增加了去硼处理的复杂性，而且要耗费相当长的处理时间。尤其是利用核电站乏燃料建成的低温供热堆的冷却(漫化)剂加上蓄压水池的水容量很大，要大于1000吨水，更难去除水中的硼。
发明内容
本发明的目的是提供一种能够避免大量含硼水与大量冷却(慢化)水混合，无需设置除硼复杂工艺系统和耗费大量除硼处理时间的低温供热堆或研究堆超设计基准事故的停堆方法和停堆系统。
本发明是这样实现的：一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法，在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。
一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆系统，它包括在堆芯内靠近中央处设有至少两个由中子吸收截面小的材料制成的长度大于堆芯高度且两端封闭的空腔栅元，一根管道的一端插入空腔栅元的底部，其另一端穿过反应堆容器，经注入电磁阀与储液罐相连，储液罐上部还连有进气阀和排气阀，另一根管道的一端接到空腔栅元的上部，其另一端穿过反应堆容器，经连配气阀和供气阀与氮气瓶相连，供气阀还与进气阀相连。
一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆系统，在堆芯内靠近中央处设有至少两个由中子吸收截面小的材料制成的长度大于堆芯高度且上端密闭下端开口的空腔栅元，一根管道的一端从下端开口处插入空腔栅元直至其顶部，其另一端穿过反应堆容器与储气罐相连，同时还经充气阀、排气电磁阀分别与氮气瓶、真空罐相连。
本发明是在低温供热堆或研究堆的堆芯布置适量的空腔栅元，在正常运行时腔内充氮气，在外电源断电事故下，电磁阀断电并自动打开，使含硼水或去离子水靠重力或加压注入空腔栅元内，引入较大的负反应性，可实现热停堆，甚至可达到冷停堆。若在电磁阀电源回路中串接表示“堆功率高”和“堆出口温度高”的停堆接点，亦可以消除提棒事故保护系统拒动的严重后果。本发明是提供一种新的独立的停堆方法和停堆系统，以保证低温供热堆或研究堆的安全。与核电站注含硼水的停堆方法相比，其显著效果是可以避免大量含硼水与大量冷却(慢化)水混合，这样，无需设置除硼的复杂工艺系统和耗费大量的处理时间。而且在事故情况下向空腔栅元内注入硼水或去离子水比核电站注硼响应时间短，甚至可与控制棒落棒响应时间相当。
图1为本发明所提供的停堆系统的一个示意图；
图2为本发明所提供的停堆系统的另一个示意图。
图中，1.注入电磁阀 2.配气阀 3.供气阀 4.加气阀 5.排气阀6.储液罐 7.氮气瓶 8.空腔栅元 9.堆芯 10.反应堆容器 11.排气电磁阀 12.充气阀 13.储气罐 14.真空罐 15.氮气瓶 21、22、23.管道。
一种低温供热堆或研究堆超设计基准事故停堆方法，是在堆芯内靠近中央处布置至少两个由中子吸收截面小的材料制成的空腔栅元，反应堆正常运行时，该空腔栅元内充氮气，在发生超设计基准事故时，向空腔栅元注入含硼水或去离子水，引入负反应性，实现停堆。
所说的空腔栅元是由铝、或者锆材料制成的中子吸收截面小的栅元状部件，而且布置于靠近堆芯中子通量较高的位置，在空腔栅元内注入含硼水或去离子水，在事故下可以吸收大量中子或改变水铀比(H/U²³⁵)，使中子慢化，引入负反应性，实现停堆。其中，注入去离子水引入负反应性的大小还与堆芯具体结构和空腔栅元布置有关。核电站乏燃料低温供热堆核设计表明：
对于88盒乏燃料组件、插入燃料组件中的控制棒24组和9个“空腔栅元”组成的堆芯，热态满功率“空腔栅元”充水后引入负反应性大约为2％；
对于108盒乏燃料组件、插入燃料组件中的控制棒32组盒13个“空腔栅元”组成的堆芯，热态满功率“空腔栅元”充水后引入负反应性：
13个“空腔栅元”充水后反应下降3.55％
8个“空腔栅元”充水后反应下降2.13％
5个“空腔栅元”充水后反应下降1.11％
4个“空腔栅元”充水后反应下降0.846％；
对于套管型燃料元件的高通量堆(研究堆)，在80盒装载四区倒料，平衡倒料装载下，堆芯布置四盒“空腔栅元”。“空腔栅元”充水后引入负反应性：对于高浓铀燃料元件约为1％；对于低浓铀燃料元件约为0.5％。
本发明所提供的停堆系统详述如下：
如图1所示，以一座热功率为200MW的核电站乏燃料低温供热堆为例。空腔栅元8插入堆芯9中，布置在靠近堆芯9栅元内，空腔栅元8是由铝或锆制成的栅元状元件，空腔栅元8比堆芯9长，上下端都伸出10～20cm，并密封，管道21的一端插到空腔栅元8的底部，其另一端穿过堆容器10，经注入电磁阀1与储液罐6相连，储液罐6上部还连有进气阀4和排气阀5，管道22的一端接到空腔栅元8的顶部，其另一端穿过堆容器10，经配气阀2和供气阀3与氮气瓶7相连。启堆前关闭进气阀4，开启排气阀5、配气阀2、供气阀3和注入电磁阀1，将空腔栅元8中含硼水或者去离子水压到储液罐6内，当排气阀5大量跑气时，关闭供气阀3和注入电磁阀1，再关排气阀5，开启进气阀4。事故或检验时，注入电磁阀1断电并自动开启，储液罐6中的含硼水或去离子水靠自重或者加压注入空腔栅元8，引入负反应性，实现停堆。本方案适用于注入硼水或去离子水方式的停堆系统。这种注入方式比核电站注硼响应时间短，其响应时间可与控制棒下落相应时间相当。
如图2所示，还以200MW核电站乏燃料低温供热堆为例。适当数量的空腔栅元8插入在堆芯9中，空腔栅元8比堆芯9长，上端伸出10～20cm并密封，下端伸出50～100cm并开口。一根管道23的一端从开口处插入空腔栅元8直至堆芯9上平面以上，另一端穿过堆容器10与储气罐13相连，同时它还分别经充气阀12和电磁阀11与氮气瓶15和真空罐14相连。启堆前，通过充气阀12向空腔栅元8充气，将空腔栅元8内水位压到堆芯9下平面和空腔栅元8开口处之间，并利用储气罐13减缓空腔栅元8内水位波动。事故或试验时，电磁阀11断电并开启，使空腔栅元8内的气体泻到真空罐14内，空腔栅元8充入冷却(漫化)剂，引入负反应性，实现停堆。本方案仅适用于注水方式的停堆系统。
上述两种停堆系统同样适用于研究堆。