一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》是中國核電工程有限公司於2012年9月27日申請的專利，該專利的申請號為2012103745337，公布號為CN102903404A，授權公布日為2013年1月30日，發明人是趙俠、於勇、宋代勇、李軍、張雪霜、袁霞。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》涉及一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統和相關的閥門與管道，該系統以能動和非能動相結合的多冗餘及多樣性的方式，在事故發生時實現控制反應性、排出堆芯熱量、包容放射性物質的三大安全功能。該發明不僅能夠完備的實現核電廠事故條件下安全注入、安全噴淋和嚴重事故工況下的堆腔注水等安全功能，而且有效地提高了安全系統可靠性，強化了安全系統在核電站事故工況下的應對能力，能夠有效預防和緩解嚴重事故，降低堆芯融化機率和大規模放射性釋放的風險機率，大大提高核電站安全性能。

2018年12月20日，《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》獲得第二十屆中國專利獎優秀獎。

（概述圖為《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》摘要附圖）

基本介紹

• 中文名：一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統
• 公布號：CN102903404A
• 授權日：2013年1月30日
• 申請號：2012103745337
• 申請日：2012年9月27日
• 申請人：中國核電工程有限公司
• 地址：北京市海淀區西三環北路117號
• 發明人：趙俠、於勇、宋代勇、李軍、張雪霜、袁霞
• 類別：發明專利

專利背景

在核電站的反應堆運行過程中，如果核反應中止，核燃料會繼續產生餘熱，仍然需要電源或者其他動力維持一迴路和二迴路的水循環，將堆芯的餘熱導出，防止堆芯過熱熔毀。這是保證核安全要實現的一個重要目標。核安全的另一個重要目標是包容放射性物質，為此核電站設定了三道屏障：燃料元件包殼、壓力容器和安全殼。只需保證任何一道屏障的完好，就能防止放射性物質泄漏到環境中去。無論在何種事故條件下，只需在反應堆停堆之後實現這兩個目標，就能夠完全保護環境和公眾的安全。

為實現安全目標，核電站設定了堆芯剩餘熱量排出系統，實現方式有兩種：傳統M310堆型的能動方式，和西屋AP1000為代表的非能動方式。非能動是指設備或系統只依賴重力、密度、自然循環等與自然現象相關的方式驅動，而無需引入其他動力裝置，可以大大降低因動力機械故障造成的設備失效機率，提高了安全系統的可靠性，而能動設備則具有動力強、壓力高、流量大、結構緊湊等優點。

壓水堆核電站的反應堆在事故工況下，為了對堆芯進行有效冷卻，現在通行的技術方法是向一迴路系統中注入大量溫度較低的含硼水（安全注入），即採用安注泵的能動方式向一迴路注水，而美國西屋公司的AP1000則通過非能動高壓堆芯補水箱和位置較高的內置換料水箱實現這一目標。

反應堆壓力容器是壓水堆壓力邊界的重要組成部分，尤其在嚴重事故工況下，堆芯熔化後，壓力容器是包容堆芯熔融物的重要設備。除西屋公司設計了由內置換料水箱取水的堆腔注水系統外，2012年9月之前其他堆型尚未發現關於預防嚴重事故工況下壓力容器融穿的設計方案的報導。但是，西屋公司的AP1000堆型內置換料水箱的設計位置較高，無法直接匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源，因此，系統設計相對較為複雜。

核電站安全殼是核安全的最後一道實體屏障，在某些事故工況下，需要防止安全殼內壓力過高引發的安全殼密封性能失效，通常採用的方法是在安全殼頂部通過安噴管線向安全殼空間內噴淋，對安全殼內的高溫水蒸氣或其他氣體進行冷凝或降溫降壓。2012年9月之前電站一般採用由換料水箱取水，通過噴淋泵注入噴淋管線的方式實現這一安全功能。但是，由於常規的設計將換料水箱置於安全殼外，發生事故情況下，外置換料水箱的安注和安噴系統需要在液位計配合下進行切換操作，增加了系統運行模式切換失效的潛在風險。

中國專利申請201110037705.7公開了一種核電站非能動與能動相結合的專設安全系統，該系統設計了二次側非能動餘熱排出熱交換器，用於事故工況下通過反應堆二次側導出堆芯熱量，二次側非能動餘熱排出熱交換器的傳熱管束浸沒於相應的蒸汽冷凝水箱內，蒸汽冷凝水箱是設定在安全殼的內部。由於蒸汽冷凝水箱設定的位置，導致其熱量依然沒有排出安全殼，由於事故後安全殼內溫度和壓力很高（145℃，0.52兆帕），因此，這種將蒸汽冷凝水箱設定在安全殼內的方案不利於自然循環換熱迴路的形成。

發明內容

專利目的

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的目的是為了強化核電站事故工況下安全系統的應對能力和可靠性，同時提供一種可以大大提高核電站安全性能的能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統。

技術方案

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的技術方案如下：一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統，其中，所述的安全注入系統包括設定在安全殼內部堆芯下方地坑位置的換料水箱，所述的換料水箱底部通過管線經安注泵後分別與反應堆一迴路的冷段和熱段相連線，反應堆上方設有非能動安注箱，所述的安注箱通過管線與反應堆一迴路的冷段相連線。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的安全殼噴淋系統的管線一端連線所述換料水箱底部，另一端經安全殼噴淋泵和換熱器後連線到安全殼頂部的環形噴淋管。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的二次側非能動餘熱排出系統的管線上游連線蒸汽發生器的主蒸汽管道，經熱交換器後，下游與蒸汽發生器的主給水管道連線，所述的熱交換器置於安全殼外部的換熱水箱內。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的非能動安全殼熱量導出系統包括設定在安全殼內部的換熱器或換熱器組，所述的換熱器或換熱器組通過管線與設定在安全殼外部的換熱水箱相連線，換熱水箱的高度高於換熱器或換熱器組的高度。非能動安全殼熱量導出系統與二次側非能動餘熱排出系統共用同一個換熱水箱。

更進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，在安全殼外部的換熱水箱內設有汽水分離器，所述的非能動安全殼熱量導出系統的換熱器或換熱器組的上升管與汽水分離器連線。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的輔助給水系統包括設定在安全殼外的輔助給水箱，輔助給水箱通過管線與蒸汽發生器的主給水管道連線，在管線上並聯設定汽動泵和電動泵。

更進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的輔助給水系統的管線上並聯設定兩台汽動泵和兩台電動泵。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的堆腔注水系統包括與堆腔連通的能動注入管線和非能動注入管線，所述的能動注入管線分別與所述的換料水箱和消防水管連線，所述的非能動注入管線與設定於反應堆上方的非能動堆腔注水箱連線。

進一步，如上所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其中，所述的安全注入系統管線上的安注泵採用中壓安注泵，中壓安注泵的注入壓頭範圍為600水柱高度~1100水柱高度。

有益效果

（1）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》綜合了能動設備和非能動設備的優點，在保證各種安全功能完備性的基礎上，提高了系統可靠性，降低了核電廠發生嚴重事故的風險機率，提高了核電站的安全性能；

（2）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》將換料水箱置於安全殼內部最低處，方便匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源，一併匯集後，經由泵向安注系統、安噴系統、堆腔注水系統供給冷卻用水，內置的換料水箱統一地作為能動安全系統的水源來源，並且與反應堆的地坑結合起來，起到了簡化設備的作用；

（3）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》中二次側非能動餘熱排出熱交換器的套用，保證了事故工況下通過二次側導出堆芯的手段，增加了導出堆芯熱量的多樣性，降低了蒸發器傳熱管斷裂（SGTR）等事故下二次側放射性泄露的風險；換熱水箱位於安全殼外，將把熱量直接交換至安全殼外，強化了自然循環換熱能力；

（4）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》中非能動安全殼熱量導出系統的設計，保證了超設計基準事故情況下安全殼的長期排熱，改進了傳統能動安全系統核電廠對安全級電源的依賴，提高了固有安全性；非能動安全殼熱量導出系統與二次側非能動餘熱排出系統共用換熱水箱，簡化了設備；

（5）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》針對嚴重事故下堆芯熔化現象，設計了非能動堆腔注水系統，利用堆腔內持續淹沒壓力容器下部的冷卻劑，通過壓力容器對堆芯進行有效冷卻，有效防止堆芯熔融物融穿壓力容器，從而造成大量放射性釋放的事故後果；

（6）《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的安全注入系統設定專用的中壓安注泵，執行功能單一，可以提高系統的可靠性，安注泵降低了注入壓頭後（由高壓變為中壓），可以有效防止高壓安注時的誤啟動事故，避免一迴路壓力過高，也可以減輕或避免蒸汽發生器傳熱管破裂事故下一迴路壓力過高而可能導致的蒸汽發生器滿溢，從而降低該事故下放射性物質向環境排放的可能性。

附圖說明

圖1為《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的系統結構示意圖。

圖中，1.堆芯、2.換料水箱、3.安全殼噴淋泵、4.換熱器、5.安注泵、6.消防水管、7.安注泵、8.換熱水箱、9.換熱器、10.汽水分離器、11.環形噴淋管、12.安全殼、13.熱交換器、14.蒸汽發生器、15.主蒸汽管道、16.主給水管道、17.輔助給水箱、18.汽動泵、19.電動泵、20.安注箱、21.非能動堆腔注水箱。

技術領域

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》屬於核電站安全設備，具體涉及一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統。

權利要求

1.一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統，其特徵在於：所述的安全注入系統包括設定在安全殼內部堆芯（1）下方地坑位置的換料水箱（2），所述的換料水箱（2）底部通過管線經安注泵後分別與反應堆一迴路的冷段和熱段相連線；反應堆上方設有非能動安注箱（20），所述的安注箱（20）通過管線與反應堆一迴路的冷段相連線；所述的安全殼噴淋系統的管線一端連線所述換料水箱（2）底部，另一端經安全殼噴淋泵（3）和換熱器（4）後連線到安全殼頂部的環形噴淋管（11）；所述的二次側非能動餘熱排出系統的管線上游連線蒸汽發生器（14）的主蒸汽管道（15），經熱交換器（13）後，下游與蒸汽發生器（14）的主給水管道（16）連線，所述的熱交換器（13）置於安全殼外部的換熱水箱（8）內；所述的非能動安全殼熱量導出系統包括設定在安全殼（12）內部的換熱器（9）或換熱器組，所述的換熱器（9）或換熱器組通過管線與設定在安全殼（12）外部的換熱水箱（8）相連線，換熱水箱的高度高於換熱器或換熱器組的高度；所述的輔助給水系統包括設定在安全殼（12）外的輔助給水箱（17），輔助給水箱（17）通過管線與蒸汽發生器（14）的主給水管道（16）連線，在管線上並聯設定汽動泵（18）和電動泵（19）；所述的堆腔注水系統包括與堆腔連通的能動注入管線和非能動注入管線，所述的能動注入管線分別與所述的換料水箱（2）和消防水管（6）連線，所述的非能動注入管線與設定於反應堆上方的非能動堆腔注水箱（21）連線。

2.如權利要求1所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其特徵在於：所述的非能動安全殼熱量導出系統與二次側非能動餘熱排出系統共用同一個換熱水箱（8）。

3.如權利要求2所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其特徵在於：在安全殼外部的換熱水箱（8）內設有汽水分離器（10），所述的非能動安全殼熱量導出系統的換熱器（9）或換熱器組的上升管與汽水分離器（10）連線。

4.如權利要求1所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其特徵在於：所述的輔助給水系統的管線上並聯設定兩台汽動泵和兩台電動泵。

5.如權利要求1所述的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，其特徵在於：所述的安全注入系統管線上的安注泵採用中壓安注泵，中壓安注泵的注入壓頭範圍為600水柱高度～1100水柱高度。

實施方式

操作內容

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》所提供的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統和相關的閥門與管道，在事故發生時實現控制反應性、排出堆芯熱量、包容放射性物質的三大安全功能，保護環境和公眾的安全。上述各系統在2012年9月之前的核電站設計中均被不同程度的提及和套用，但是，也存在著一些缺陷和不足。《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》通過合理的改進和系統的最佳化，克服了上述各系統在2012年9月之前技術中所存在的缺陷，同時，以能動和非能動相結合的多冗餘及多樣性的方式，使核電站堆芯剩餘熱量排出系統的設計更加安全有效。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的安全注入系統包括設定在安全殼內部的換料水箱，所述的換料水箱底部通過管線經安注泵後分別與反應堆一迴路的冷段和熱段相連線，反應堆上方設有非能動安注箱，所述的安注箱通過管線與反應堆一迴路的冷段相連線，非能動的安注箱在一迴路系統壓力低時自動開啟止回閥，將水注入堆芯。由於換料水箱位於安全殼內，減少了外部災害對換料水箱安全性的影響，提高了事故後應急水源的可靠性，提高了核電廠安全性。在核電站發生事故的情況下，如果採用外置的換料水箱，安注和安噴系統需要在液位計配合下進行切換操作，換料水箱內置後不需要安注、安噴水源的切換。因為內置換料水箱將作為事故後的唯一能動安注、安噴來源，可以減少事故後的操作，避免了可能發生的錯誤，降低了系統運行模式切換失效的潛在風險，從而提高了系統的可靠性，增強了電廠的安全性。

同時，《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》將換料水箱設定在堆芯下方地坑位置，換料水箱位於最低處，方便匯集來自安全殼噴淋、管道破口所帶來的水源，一併匯集後，經由泵向安注系統、安噴系統、堆腔注水系統供給冷卻用水。內置換料水箱統一地作為能動安全系統的水源來源，並且與原來M310堆型的地坑結合起來，起到了簡化設備的作用。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的安全殼噴淋系統的管線一端連線所述換料水箱底部，另一端經安全殼噴淋泵和換熱器後連線到安全殼頂部的環形噴淋管。內置換料水箱直接作為事故後的唯一能動安全殼噴淋系統的供水來源。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的二次側非能動餘熱排出系統的管線上游連線蒸汽發生器的主蒸汽管道，經熱交換器後，下游與蒸汽發生器的主給水管道連線，所述的熱交換器置於安全殼外部的換熱水箱內。由於換熱水箱位於安全殼外部，將把熱量直接交換至安全殼外。在核電站事故後安全內溫度壓力很高（145℃，0.52兆帕），與安全殼外的換熱水箱形成的自然循環換熱迴路，保證了安全殼的完整性。

另外，《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的二次側非能動餘熱排出系統與非能動安全殼熱量導出系統共用同一個換熱水箱。非能動安全殼熱量導出系統包括設定在安全殼內部的換熱器或換熱器組，所述的換熱器或換熱器組通過管線與設定在安全殼外部的換熱水箱相連線。換熱水箱內還可以設有汽水分離器，所述的非能動安全殼熱量導出系統的換熱器或換熱器組的上升管與汽水分離器連線。由於上述兩個系統共用同一個換熱水箱，在保證安全性的前提下，簡化了系統設備，提高了核電站設計的經濟性。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的輔助給水系統包括設定在安全殼外的輔助給水箱，輔助給水箱通過管線與蒸汽發生器的主給水管道連線，在管線上並聯設定汽動泵和電動泵。在事故工況下，主給水設備不能工作時，輔助給水系統向蒸汽發生器供水，以導出反應堆內的餘熱，產生的蒸汽排入大氣。在以往的核電站設計中（如大亞灣核電站），通常採用2台50%電動泵+1台100%汽動泵的形式，根據單一故障準則，如果1台汽動泵檢修，1台電動泵故障，就會造成冷卻能力不足。而《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》採取了2台50%電動泵+2台50%汽動泵的配置方案，4台泵呈並聯關係設定，從而提高了輔助給水的可靠性，並且能夠滿足單一故障準則。

《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的堆腔注水系統包括與堆腔連通的能動注入管線和非能動注入管線，所述的能動注入管線分別與所述的換料水箱和消防水管連線，所述的非能動注入管線與設定於反應堆上方的非能動堆腔注水箱連線。在發生堆芯損毀事故後，堆腔注水系統先由內置換料水箱或消防水取水，能動地注入堆腔，實現持續冷卻。當能動部分因全廠斷電或應急柴油機失效而不可用時，則依靠重力將非能動堆腔注水箱中的水注入堆腔，實現冷卻水的注入。該系統可防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，確保第二道實體屏障對大量放射性的包容作用。

實施案例

下面結合附圖與具體實施例對《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》做進一步的詳細說明。

• 實施例

如圖1所示，一個完整的核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統，包括安全注入系統、安全殼噴淋系統、輔助給水系統、堆腔注水系統、二次側非能動餘熱排出系統、非能動安全殼熱量導出系統。其中，所述的安全注入系統包括設定在安全殼內部堆芯1下方地坑位置的換料水箱2，所述的換料水箱2底部通過管線經安注泵5後與反應堆一迴路的冷段相連線，同時，還可以由一條管線經安注泵後與反應堆一迴路的熱段相連線（圖中未示出）；反應堆上方設有非能動安注箱20，所述的安注箱20通過管線與反應堆一迴路的冷段相連線。在由換料水箱向反應堆一迴路注水的開始階段是冷段注入，直到長期冷卻後，才開始冷熱段同時注入。

原來M310堆型的上充泵同時兼作高壓安注泵，該實施例將上充和安注功能分離，取消高壓安注泵，增設了中壓安注泵。原M310堆型在安注信號出現時，泵從上充模式切換到安注模式，此切換過程需操作大量閥門，將影響到系統的可靠性。該實施例設定專用的中壓安注泵之後，執行功能單一，可以提高系統的可靠性。安注泵降低了注入壓頭（由高壓變為中壓），依據流量不同，參考壓頭範圍為600水柱高度~1100水柱高度，可以有效防止高壓安注時的誤啟動事故，避免一迴路壓力過高，也可以減輕或避免蒸汽發生器傳熱管破裂事故下一迴路壓力過高而可能導致的蒸汽發生器滿溢，從而降低該事故下放射性物質向環境排放的可能性。

在安注方式上，傳統核電站（如大亞灣核電站）採用的是壓力容器直接注射方式；《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》則採用的是冷管段注射方式，並在進入長期冷卻階段後採取冷熱段同時注入方式。大亞灣核電站採用了2個安注箱，均是直接壓力容器注入；該實施例中設有3個安注箱，冷段注入。其次，取消了高壓安注的濃硼注入箱後，大亞灣核電站採用的補償措施是提高換料水箱中的硼濃度，而《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》則是另設有專用的濃硼注入系統。

安全殼噴淋系統的管線一端連線所述換料水箱2底部，另一端經安全殼噴淋泵3和換熱器4後連線到安全殼頂部的環形噴淋管11。安注泵、全殼噴淋泵是2012年9月之前電廠已成熟套用的設備，通過可在相關的觸發信號下啟動動作，安注、安噴管線均從內置換料水箱中取水並實現安全注入和噴淋功能。

二次側非能動餘熱排出系統的管線上游連線蒸汽發生器14的主蒸汽管道15，經熱交換器13後，下游與蒸汽發生器14的主給水管道16連線，所述的熱交換器13置於安全殼外部的換熱水箱8內。非能動安全殼熱量導出系統包括設定在安全殼12內部的換熱器9或換熱器組，所述的換熱器9或換熱器組通過上升管線和下降管線與設定在安全殼12外部的換熱水箱8相連線。非能動安全殼熱量導出系統與二次側非能動餘熱排出系統共用同一個換熱水箱8，簡化了系統設備，換熱水箱的高度高於換熱器或換熱器組的高度，從而形成自然循環。另外，在安全殼外部的換熱水箱8內還可以設有汽水分離器10，所述的非能動安全殼熱量導出系統的換熱器9或換熱器組的上升管線與汽水分離器10連線。

在事故工況下，需要執行利用蒸汽發生器排出堆芯餘熱的功能時，一迴路熱水通過蒸汽發生器傳熱管，將熱量傳向二次側，使二次側的給水沸騰成為蒸汽，由於事故工況下主蒸汽管道隔離閥關閉，蒸汽受到蒸汽發生器內較高壓力的作用，沿管線進入二次側非能動餘熱排出系統熱交換器，浸沒於換熱水箱內的熱交換器的換熱管內為汽，管外為水，蒸汽冷凝，冷凝水在重力作用下流出換熱管，沿管線流回蒸汽發生器的主給水管道，重新進入蒸汽發生器，維持蒸汽發生器內的水位。由此模式完成循環，實現二次側對一迴路的冷卻功能，使一迴路順利降溫降壓，從而最終使核電站進入冷停堆的安全狀態。

非能動安全殼熱量導出系統利用內置於安全殼內的換熱器或換熱器組，通過水蒸汽在換熱器上的冷凝、混合氣體與換熱器之間的對流和輻射換熱實現安全殼的冷卻，通過換熱器管內水的流動，連續不斷地將安全殼內的熱量帶到安全殼外，在安全殼外與二次側非能動餘熱排出系統共用同一個換熱水箱，利用水的溫度差導致的密度差實現非能動安全殼熱量排出。

輔助給水系統包括設定在安全殼12外的輔助給水箱17，輔助給水箱17通過管線與蒸汽發生器14的主給水管道16連線，在管線上並聯設定汽動泵18和電動泵19。該實施例採取了兩台50%電動泵+兩台50%汽動泵的配置方案，從而提高了輔助給水的可靠性，並且能夠滿足單一故障準則。

堆腔注水系統包括與堆腔連通的能動注入管線和非能動注入管線，所述的能動注入管線分別與所述的換料水箱2和消防水管6連線，所述的非能動注入管線與設定於反應堆上方的非能動堆腔注水箱21連線，非能動注入管線上設定了兩台並聯的直流電動閥和兩台逆止閥作為隔離部件。在發生堆芯損毀事故後，堆腔注水系統先由內置換料水箱2或消防水管6取水，通過注入泵能動地將冷卻水注入堆腔，實現持續冷卻。當能動部分因全廠斷電或應急柴油機失效而不可用時，則依靠重力將非能動堆腔注水箱21中的水注入堆腔，實現冷卻水的注入。該系統可防止堆芯熔融物熔穿壓力容器，確保第二道實體屏障對大量放射性的包容作用。

該實施例所提供的堆芯剩餘熱量排出系統的整體設計方案，不僅能夠完備的實現核電廠事故條件下安全注入、安全噴淋和嚴重事故工況下的堆腔注水等安全功能，而且由於在設計中兼顧了能動設備和非能動設備的優點，有效地提高了安全系統可靠性，強化了安全系統在核電站事故工況下的應對能力，能夠有效預防和緩解嚴重事故，降低堆芯融化機率和大規模放射性釋放的風險機率，大大提高核電站安全性能。

顯然，該領域的技術人員可以對《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》進行各種改動和變型而不脫離《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的精神和範圍。這樣，倘若對《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》的這些修改和變型屬於《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》權利要求及其同等技術的範圍之內，則《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》也意圖包含這些改動和變型在內。

榮譽表彰

2018年12月20日，《一種核電站能動與非能動結合的堆芯剩餘熱量排出系統》獲得第二十屆中國專利優秀獎。