CN103460298B - 核反应堆自动减压系统 - Google Patents

Abstract

一种阻断装置，用于阻止加压核反应堆系统中的自动减压系统由于软件故障导致的错误信号而致动。当堆芯补水箱内的冷却剂液位降至低于预设的液位时，该阻断信号被移除。

Description

核反应堆自动减压系统

技术领域

本发明总体涉及压水核反应堆，特别地，涉及用于在发生假设事故的情况下向反应堆的冷却剂回路中注入额外的冷却剂的系统。本发明适用于具有被动安全特征的反应堆系统，其通过对反应堆冷却剂回路自动减压，以便于注入额外的冷却水。

背景技术

核反应堆，例如压水反应堆，使冷却剂在高压下通过冷却剂回路循环以横穿容纳核燃料的反应堆压力容器，用于对冷却剂和蒸汽发生器进行加热，蒸汽发生器可操作以从冷却剂中提取能量用于有用的工作。典型地提供有余热排出系统，在关机期间从压力容器中除去衰变热。在冷却剂流失的情况下，提供装置用于加入额外的冷却剂。冷却剂的流失可能只涉及少量，从而可以从相对小的高压补水供给源注入额外的冷却剂，而不需要对反应堆冷却剂回路减压。如果发生冷却剂大量流失的情况，就有必要从容纳大量水的低压供给源添加冷却剂。由于使用泵难以克服反应堆冷却剂回路的大压力，例如2250psi或者150bar，在大量冷却剂流失时，反应堆冷却剂回路要减压，以便能够从核反应堆系统安全壳内的处于环境压力的安全壳内加料水存储箱添加冷却水。

本发明是由西屋电气公司LLC提供的AP1000核反应堆系统的初级回路的—部分，该回路使用分阶段的减压系统来对图1和2中示出的一次冷却剂回路进行减压。一系列的阀72将反应堆出口56(也被称为一次冷却剂回路的“热段”)与安全壳54的内部联接。最初开始加压时，冷却剂回路46以及外壳结构54由减压阀72通过沿着流动路径的没有明显背压的一个或多个小的导管76连接。由于冷却剂回路中的压力下降，阀72分阶段地进一步减压打开了额外的导管，每个阶段打开一个位于冷却剂回路46和安全壳54之间的更大和/或更直接的流动路径。

最初的减压阶段将压力罐80和安全壳内加料水供给箱50内的分布器74联接，其中压力罐80通过导管与冷却剂回路热段56连接。分布器74包括引导至浸没在箱内的小喷射孔的导管，因此提供背压，并且允许从分布器排出进入箱50的蒸汽冷凝成水。后续的减压阶段具有逐渐变大的导管内径。最后阶段具有大的导管84，其直接将热段与安全壳54联接，例如，在主冷却剂回路间40处联接，反应堆回路46的热段56通过该回路间。这种布置迅速降低冷却剂回路内的压力，基本上降低至大气压力，而不会对各自的反应堆导管产生突然的液压负载。当压力足够低时，通过重力流，将水从安全壳内的加料水供应箱50加入到冷却水回路内。

AP1000反应堆系统的自动减压是一种被动安全保障，确保即便是在冷却水大量流失的事故情况下，例如反应堆冷却剂回路产生大的缺口时，反应堆芯也能被冷却。由于安全壳内的加料水存储箱通过重力排水，因此不需要泵。将水排出到反应堆容器所处的安全壳建筑的底部，在安全壳内产生的水的流体压力头足够迫使水进入减压的冷却剂回路，而不用依赖有源元件例如泵。—旦冷却剂回路处于大气压力并且安全壳被淹没，水就继续被强制进入反应堆容器，在那里水沸腾来冷却核燃料。从反应堆冷却剂回路逸出的蒸汽形态的水在安全壳的内壁上冷凝，回排并且被再次注入到反应堆冷却剂回路。

上述的布置已经被认为在冷却剂严重流失的事故的方案中是有效的。然而，存在这样的可能，如果自动减压系统在不那么严峻的形势下被激活，安全壳可能被不必要地被淹没。降压，随后反应堆安全壳被淹没，这需要关闭反应堆和繁重的清理工作。该问题已经在转让于本发明受让人的美国专利No.5,268,943中得到部分地解决。

假定AP1000自动减压系统在正常条件下的误致动可能会导致核电站比已分析过的更严重的事故。因此，需要对自动减压进行进一步的改善，以防止这种情况的发生。

因此，本发明的一个目的是提供—种装置，其阻止自动减压系统阀在正常核电站条件下的致动。

本发明的进一步目的是提供这样—种装置，当堆芯补水箱充满的时候其在减压系统的输入端维持一个阻断信号，来减少自动减压系统误致动的始发事件频率。在真实的事故场景下，堆芯补水箱在降压的早期阶段被排水。因此，在任—这些水箱中的低液位将提供阻断信号需要被移除的指示，以允许安全系统按照设计致动自动减压系统阀。

另外，本发明的一个目的是提供这样的系统，其实质上是故障保护系统，以确保在需要时不会阻碍自动减压系统的致动。

发明内容

为了实现上述目的，本发明提供具有加压冷却剂回路的核反应堆系统，所述核反应堆系统包括压力容器、热交换器、堆芯补水箱以及连接管，其中连接管包括主冷却剂回路管线和补水连接件，主冷却剂回路管线将热交换器与压力容器以封闭回路结构连接，补水连接件将堆芯补水箱与压力容器连接。核反应堆系统安装在安全壳内，并且安全壳还具有保持与安全壳的大气相通的安全壳内水储器。核反应堆系统进一步包括在设计基准事故发生时用于自动对加压的冷却剂回路减压并且将水储器与压力容器连接的减压系统。阻断装置连接至减压系统，用于在堆芯补水箱内的冷却剂高于预选的液位时，阻止减压系统致动。优选地，阻断装置在故障保护条件下失效，其中阻断装置内的任何部件的故障都将停止该阻断装置阻止减压系统的致动。理想地，预选的液位是堆芯补水箱被认为基本上是满的液位。

在一个实施例中，堆芯补水箱包括多于一个的连接至压力容器的水箱，并且其中当在每一个水箱内的冷却剂都高于预选液位的时候，阻断装置阻止减压系统致动。优选地，当任一个水箱内的冷却剂低于预选液位时，阻断装置不会阻止减压系统致动。

附图说明

当结合下述的附图阅读下文中对优选实施例的描述的时候，会进一步地理解本发明，附图中：

图1是得益于本发明的被动堆芯冷却系统的部件的等轴视图；

图2是图1中的被动堆芯冷却系统的示意性的系统布局；

图3是图2中示出的余热排出系统的更详细的示意图；

图4是本发明的自动减压系统阻断装置的示意性框图；以及

图5是本发明的阻断装置的示意性电路图。

具体实施方式

参考图2，可理解在AP1000核反应堆系统22内存在两个用于补充冷却剂流失的冷却剂源。高压堆芯补水箱33的入口32通过阀门35连接至反应堆冷却剂入口或者“冷段”36。高压堆芯补水箱33还通过电动阀38和止回阀42连接至反应堆容器注入口44。高压堆芯补水箱33可在反应堆的操作压力下操作，来向反应堆冷却剂回路46提供额外的冷却剂，以补充相对少的流失。虽然从图1可以看出系统中存在两个堆芯补水箱，然而高压堆芯补水箱33只容纳数量有限的冷却剂。

由于孔52产生的大气压力，更大量的冷却水可从安全壳内加料水存储箱50处获得，该孔52从箱50通向安全壳建筑54的内部。当反应堆系统22运行时，冷却剂回路操作压力约为2250psi(150bar)。因此，为了向反应堆容器60以及与其连接的冷却剂回路46加入冷却剂，系统必须减压，也就是使安全壳内的压力下降到大气压力或者接近大气压力。自动减压系统分阶段地对冷却剂回路46减压，以限制由于通向安全壳54中而减压所导致的作用在主冷却剂管道36、56和反应堆容器上的热负荷和液压负荷。

图1和图2示出的示例中的核反应堆系统22，通过分四个降压阶段使冷却回路46通向安全壳54中而减压，最后一个阶段的特征是直接将冷却回路46与安全壳54的内部环境连通。在最后一个阶段，从加料水存储箱50提供的冷却剂可通过重力作用经由电动阀42和止回阀64而供给到反应堆容器注入口44。此外，在最后阶段，安全壳建筑54可充满来自于加料水存储箱50内的水。安全壳54内的水因此通过重力作用排出到冷却剂回路46中，并且由于核燃料而沸腾。由此产生的蒸汽被排放到安全壳54内，在这里蒸汽在相对冷的安全壳壁上冷凝，如申请日为____的共同未决申请系列No.____中(NPP2009-014)解释的那样。冷凝的水被排回到安全壳54的底部，并且循环；这样描述的系统提供了一个独立于泵以及其它有源动力循环部件的被动冷却装置。

在图2中示意性示出的分段减压期间，通过打开初始阶段减压阀72，三个初始阶段依次完成，该减压阀72通过分布器74连接于冷却回路46和安全壳54之间。在每个减压段76中的各自的阀72在依次降低的压力下打开，并且优选地沿着导管76在平行段中连接于冷却剂系统增压器80和浸没在加料水供应箱50内的分布器74之间。相继打开的导管76逐渐变大以用于相继的阶段，因此冷却剂回路46越来越完全地连通于安全壳54。通过打开阀门装置82来实现的减压的最后阶段使用最大的导管84，直接将冷却剂回路46连通于安全壳54(而不是通过加料水供应箱50内的分布器74)，例如通向安全壳54内的回路间40，其容纳图1中示出的导向蒸汽发生器30的反应堆出口导管56。

具有包括分段减压系统的该被动防护系统的反应堆的冷却剂回路46通常连接到余热去除系统90，从而可在减压达到最后阶段之前将补充水供应至冷却剂回路46。余热移除系统90通常只有在关机时候致动，用于从堆芯移除正常的衰变热。尽管余热移除系统是手动激活的，但它不旨在作为在事故发生时用于冷却的安全防护设备。然而，通过布置余热移除系统90和反应堆冷却剂回路46之间的连接，有可能在减压达到最后阶段之前，使用余热移除泵使冷却剂从加料水供应源50移动到冷却回路46，或用于使加料水供应源50内的水冷却。

参考图2，具有位于安全壳54内的反应堆容器60的核反应堆具有包括反应堆容器60在内的通常加压的冷却回路46。处于大气压力下的加料水存储箱50连接至冷却剂添加系统92，冷却剂添加系统92可操作以降低冷却剂回路46的压力，从而在降低的压力下将冷却剂从加料水存储箱50添加至冷却剂回路46。具有至少一个泵96和至少一个换热器98的余热移除回路94还具有入口

102和出口104，如图2和3所示，其通过手动操作阀门106、108连接至冷却回路46。合适的止回阀109被串联地设置在余热移除回路94的出口104。

提出的用于余热移除系统的一个系统示出在图3中，其包括两个具有各自的泵96和换热器98的余热移除段94。当余热移除泵96通过阀106、108连接在加料水供应源50和冷却剂回路46之间时，也就是冷却剂回路达到减压的最后阶段之前的减压期间，泵96从加料水供应源50将水注入到直接容器注入管路112，从而当反应堆冷却剂回路的加压降至低于泵96的关闭压头时，注入可以发生。

入口隔离阀110、以及出口停止-止回隔离阀111将两个并联的余热移除段94分隔开。泵96可通过包括旁路路径113而免受过压问题，旁路路径113具有受限的孔114，用于在泵致动的情况下，当出口阀108关闭或者泵96不能超过导向反应堆注入口44的管路的压力头的时候释放压力。

参考图2，减压阶段可基于冷却剂补充罐33内的冷却剂的液位而被触发。例如，可通过位于罐33的不同高度处的传感器122来确定冷却剂的液位，这些传感器连接至反应堆控制系统(未示出)，用于一旦达到相应的冷却剂液位就打开分段减压阀92。

泵96在冷却剂补充罐33的下游的点排放至冷却剂回路46。因此，泵96的操作可有效地关闭来自于冷却剂补充罐33的流动。由于直接容器注入端口132和余热移除系统排放管路104的连接件134之间的摩擦力而产生的流体压头损失H_F，通过对孔133的大小的适当调节而被设定为等于从连接件134到堆芯补水箱33中的水位136之间的高程水头差(H_ELEV)。因此，如果从点132到点134的该压头损失H_F与由于堆芯补水箱33内的冷却剂高度高于最后阶段减压阀84打开时的冷却剂高度而导致的流体压头，则在通过余热移除泵96将冷却剂从余水供应源50注入时，最后阶段减压阀82将不会打开。余热移除系统90在减压期间的致动从而防止自动减压系统前进至安全壳通过导管84被充满的阶段。

由于在反应堆的操作过程中冷却剂回路46是被加压的，减压阶段包括从反应堆冷却剂回路46以不同的速度流失冷却剂。蒸汽和水的排出从回路46中移除冷却剂，并且通过分布器74将冷却剂移动到加料水供应箱50，或者通过最后阶段导管84直接移动到安全壳结构54内。因此，堆芯补水箱33内的冷却剂液位在减压系统的操作过程中是下降的。补水供应源的下降的液位触发减压的下一个阶段，在自动减压的开始之后继续每一个阶段。余热移除系统90排除对安全壳54的不必要的充水，例如当自动减压系统非有意地致动时，或者当触发减压的最初阶段的冷却剂的流失不是临界性质时。

如果冷却剂严重流失的事故发生，余热移除系统90仍然可以手动致动，没有副作用。不论操作者是否致动余热移除泵96，如果堆芯补水箱33内的液位下降到触发最后减压阶段的液位(例如在堆芯补水箱容量的25％)，则冷却剂回路46与安全壳54导通，冷却剂通过重力从加料水供应源50流至冷却剂回路46和/或流至安全壳的底部，实现被动冷却。

如图3所示的优选的装设阀门的布置包括至少一个与余热移除系统90的入口102连接的入口阀142，选择性地将余热移除系统连接至冷却剂回路46、加料水存储箱50以及与余热移除系统90的出口104连接的至少一个出口阀144中的一个，选择性地将余热移除系统90与冷却剂回路46或者加料水存储箱50中的任一个连接。这提供了使用余热移除系统90来冷却加料水存储箱50的进一步的能力。为此，余热移除系统90的入口102和出口104二者在远离反应堆冷却剂回路46的冷却剂回路中连接至加料水供应箱50。在补充换热器152布置在加料水供应箱50内的情况下，或者如果由于减压系统的操作将蒸气和热水排放至加料水供应源而已经加热加料水供应源50的情况下，加料水供应源50的冷却是有用的。

关于图2和3的上述讨论只包括单个堆芯补水箱和单个直接反应堆容器注入管线。在被动冷却系统使用多于一个高压补水箱和/或直接反应堆容器注入端口的情况下，如图1所示，则有必要将余热移除系统的一个或者多个段与每一个高压罐和/或直接注入端口连接，大体上如图2所示。例如，在图3中，示出了两个直接反应堆容器注入端口44连接至余热移除系统。

根据上文，应该理解的是，自动减压系统的致动是一个重要的反应堆事件，该事件尽管对于安全地处理一个假想事故是必要的，但是如果不经意地发生可能代价很高。人们开始关注自动减压系统由于安全系统软件的CCF(共因失效，也就是说，由于单一的原因或事件引起的多次失效)引起的误致动的可能性。本发明的装置阻断自动减压系统阀的误致动。本发明的装置被设计为高度可靠并且故障保护，使得由于自动减压系统的需求故障增加的可能性而引起的核电站安全的影响被最小化。避免在正常核电站工作条件下的自动减压系统的误致动，将避免人们对该不太可能事件导致比核电站之前的分析严重得多的事故的关注。本发明的装置在正常核电站条件下当堆芯补水箱充满的时候阻断自动减压系统的阀的致动，以减少自动减压系统误致动的始发事件频率。在真实的事故场景中，堆芯补水箱在缓冲的早期阶段排放。通过本发明，使用这些罐的任一个的低液位来移除阻断信号，并允许安全系统按照设计致动自动减压系统阀。

图4中示出了本发明的自动减压系统阻断装置的应用。在每一个安全系统分组(带有提供冗余的四个分组)处都定位有一个阻断装置，以阻止在该分组处自动减压系统阀门的致动。该装置接受两个电压输入，电压输入代表堆芯补水箱的液位测量(CMTILvl和CMT2Lv1。这些电压来自于下降4-20毫安电流回路202经过精确的50欧姆电阻200的信号，该信号与安全系统的计算机模拟输入共享。此电阻在装置的外部，位于接线盒上，从而无需中断电流回路202就可以移除该装置。

本发明的装置提供了四个光电晶体管输出(MOSFET)204，其连接到部件接口模块(“CIM”-在美国专利6842669中记载)的适当的Z-端口CLOSE输入端206，该模块使命令优先发送到自动减压系统的阀。Z-端口具有比正常的安全系统命令更高的优先级，因此通过Z-端口命令阀为CLOSE将阻断任何来自于安全系统的OPEN命令。光电晶体管204在阻断装置210和CIM之间提供电流隔离，阻断装置210和CIM可以位于不同的机柜。光电晶体管被描述和示出为MOSFET，但应当理解的是，也可以使用其它的替代品，如双极光电晶体管。

阻断装置210的关键要求是，在最大程度上其实际应该是“故障保险”。这意味着部件故障应当引起输出光电晶体管204变为OFF，从而消除了自动减压系统阀的阻断。此外，提供有手动超驰控制装置208允许操作者移除阻断，从而操作者可以手动操作自动减压系统的阀门，以减轻事故，或者实施阀的监控测试。

本发明的阻断装置的电路的一个优选实施例示出在图5中。只要两个输入212和214的电压高于阈值，该电路就作为振荡器运行。门U1和U2交叉连接以形成一个R-S触发器。这些门中的一个的输出会高，而其它的会低。从U1低而U2高的最初的假设，光晶体管Q1、Q4和Q6将为OFF，而光电晶体管Q2、Q3和Q5将为ON。Q2为ON将使反馈电容C2短路，保持放大器A2的输出为零。由于A2的输出低于齐纳二极管D1的电压，比较器A4的输出将是在最大值。Q1为OFF，允许Al整合输入212。该运算放大电路是具有R1×C1的时间常数和R1/R3的增益的滞后函数。该电路的其它电阻器R2和R4具有分别与R3和R1相等的值，为输入提供平衡的阻抗。

当A1的输出电压增大到大于齐纳二极管D1的值时，比较器A3的输出将变为零，因此使门U1的输出转为高。该高信号与A4的高输出结合，引起门U2的输出变低。门U2的输出作为输入连接至U1，保持U1的输出为高。随着这两个门状态现在的反转，光晶体管Q1、Q4和Q6将为ON，而Q2、Q3和Q5将为OFF。Q1为ON会将反馈电容C1短路，引起放大器A1的输出回到零。Q2目前是OFF，允许放大器A2整合其输出电压214。跨过变压器T1的初级绕组的极性是相反的。这个过程在这两个输入之间交替，在变压器初级绕组提供交流波形，因此引起在变压器T1的次级绕组处发生功率变换。还应当理解的是，晶体管Q1-Q6不必是光耦合的，而是可以选择是直接的基极连接器件。

在任一个输入小于针对齐纳二极管D1的电压和R1/R3(R5/R7)的增益的阈值设置的情况下，相关的比较器将不会切换，当通过变压器T1的能量转换停止时振荡也停止。在正常的堆芯补水箱充满的情况下，振荡的频率由R1×C1(R5×C2)时间常数确定。切换阈值是固定的，而不是可调的，以降低漂移机会或者对校准过程的需求。移除阻断的设定点不需要是精确的，只要它远离满堆芯补水箱充满信号和安全系统合理地希望打开自动减压系统阀的致动点即可。

电阻R10和R11限制发射极电流通过Q1、Q4、Q6和Q2、Q3、Q5的两个光电晶体管链。通过串联这些发射器LED，从逻辑门U1和U2输出的驱动功率被最小化。

在变压器初级的极性转换过程中，存在着将电源与地面直接短路的短暂时期，例如当Q3和Q6同时为ON时，通过Q3和Q6短路。通过该短路的电流被R12限制，以防止损坏晶体管。用于该短路电流的能量临时由电源通过电容C5来提供。

电阻R13和R14，以及电容C3提供经过变压器初级绕组的低通滤波，以使输入波形更加接近正弦曲线，从而改进功率变换。二极管D2、D3、D4和D5在变压器次级电路上形成全波整流器，将AC转换回DC电压。经过变压器的功率要求不高。只需要驱动输出光电晶体管204的发射级LED。R16和C4形成脉动滤波器，以去除在全波整流后变压器输出中剩余的AC成分。阻断装置的时间响应要求不是特别快，所以该滤波器可以具有比较长的时间常数。

另—种可替代的方案是在整流和滤波后，通过适当大小的电阻器，将变压器T1的次级电压(也就是，电容C4上的电压)，反馈到比较器A3和A4的求和点。当振荡停止时，该反馈将引起比较器开关阈值的小的漂移，从而增加阻断没备的预选液位动作点的滞后。这种滞后防止“震颤”，如果过程输入(CMT水平)在阈值附近徘徊的话，可能会发生这种“震颤”。

输出光电晶体管链204的发射极LED内的电流，也就是从Q7到Q10的电流，被R15限制。而且，齐纳二极管D6包括在发射极电路中，使得变压器的输出电压必须超过预设的值，从而将输出晶体管变为ON。齐纳二极管的值选择为使得在正常的操作条件下，当输入212和214均高于阈值并且全电压被通过变压器发送时，输出将为ON。然而，在变压器初级晶体管开关中的一个故障导致初级电压下降到正常值的一半的情况下，次级电压会下降到低于齐纳二极管电压，输出将变为OFF。

LEDD7提供了阻断器状态的本地指示。这可以用在手动操作性检查中。每个输入设有断开/测试注入链接216。通过打开链接并且观察输出变为OFF就可以简单地执行快速检测。更长期的测试向终端注入电压输入来确定振荡停止的阈值。

从双24伏DC电源218通过最大值选择二极管(auctioneeringdiode)D8和D9向阻断装置提供电力。该电源装有保险丝F1，使得装置中的故障，例如变压器初级晶体管的短路会熔断保险丝来阻止传播到其他的机柜装置。该电源由外部的常闭接触来开关。该电源开关实现手动超驰控制的要求。开关实际上可能是在主控制室(x2)和远程控制传输站(x2)内串联连接的多个开关，为操作者超驰阻断提供单一失效容差以及多点控制。来自双24伏电源218的电压水平不是关键的。可替代地，可以使用48伏直流电源，来改进串联手动超驰开关串的开关特性。除了手动超驰控制外，其他的联锁信号可包括在开关的串联连接中。例如，当场外电源损失之后从备用电池提供系统电力的时候，可以使用连接到安全系统的AC电源的欠压继电器接触来移除阻断。

15伏的DC电压调节器220向装置门和放大器提供Vcc。通过LEDD8提供本地电源指示，其电流由R17限定。

通过MOVRV1-RV9在两个传感器输入和手动超驰开关上提供过载保护。在输出不需要过载保护，因为这些将在同一个机柜或者附近的机柜内连接至CIM。

正如前面所述的，高的可靠性是自动减压系统阻断装置的关键需求，因为它有可能废除自动减压系统阀门的有效致动。用于实现该高可靠性的手段是“故障安全”设计原则。在这样的原则下，多数的部件故障或者使阻断被移除，或者在两个输入中的一个小于阈值的条件下不阻止对阻断的移除。

表1是图5中示出的FMECA(“故障模式、影响及临界分析”)。对于电路中的每个部件，确定了可能的故障模式，并陈述了这些故障模式的影响(后果)。影响可归结为下列四类中的一类：

·S1故障安全；通过断开输出晶体管，故障影响移除了ADS阻断；

·S2故障安全；通过低于阈值的一个输入，故障安全不防止断开输出晶体管；

·S3故障安全；故障安全通过一个输入防止输出关闭，但是不防止其它的输入是有效的；

·D-危险故障；当输入低于阈值时，一个或者多个输出晶体管将不关闭。

除了对故障影响进行分类，对故障的“可探测性”标为D或者U(分别表示可探测或者不可探测)。该装置不具有连续的诊断能力。相反，可通过依次手动打开每一个输入，并且核实在CIMZ端口的自动减压信号阻断信号被移除，进行简单的检查。CIMZ端口由核电站计算机系统监控。如果在正常的操作条件下，任何阻断被移除，而没有检查，这同样表明阻断装置故障。检查还包括通过操作控制室的开关进行的手动超驰测试。通过该简单的检查不能检验的任何故障被标为不可探测。在核电站停工期间，通过装置的测量波形以及特定部件故障的综合台架测试，来发现这类故障。

基于可靠性信息和分析(RIAC)工具217Plus内发现的部件故障率模型的对于每个部件的故障率包括在表1中。这些均以一定时间内故障(FIT)，也就是每10⁹小时日历时间的故障为单位来表示。不同故障模式的相对可能性在Alpha栏示出，取自RIAC刊物，CRTA-FMECA。FIT以及Alpha栏的乘积得到了特定故障模式的故障率。

表2是装置故障安全模式的概要。所有故障中，87.7％的故障导致确定的三种安全条件中—种。危险故障模式是：1)输出FET中的一个短路或者低断开电阻；2)跨过手动超驰开关的电涌抑制器短路；3)阈值参考D1的齐纳电压的变化。其中的前两个可通过上述的简单检查而被探测。如果每季度进行该检查，则在与由于安全系统软件故障而误致动的低频率结合时，在阻断装置需求上的危险故障的可能性就会非常低，并且应足以把这种故障场景排出在设计基础考虑之外。

表1ADS阻断装置FMECA

表2故障安全模式总结

SAFE

DET

FIT

PCT

全部故障率

372.42

条件故障率

＝S1

189.53

50.9％

＝S2

130.23

35.0％

＝S3

6.976

1.9％

＝D

45.67

123％

＝D

235.31

63.2％

＝U

137.10

36.8％

＝D

＝D

44.48

11.9％

虽然详细描述了本发明的特定实施例，但本领域技术人员应当理解，根据本发明的总体教导可以对这些细节做出各种改进和替代。因此，公开的特定实施例只是用于说明而不限定本发明的范围，本发明的范围由所附权利要求以及其全部等价物的全部范围给出。

Claims (7)

1.一种具有加压冷却剂回路(46)的核反应堆系统(22)，所述核反应堆系统包括压力容器(60)、换热器(30)、堆芯补水箱(33)以及连接管路(36,56)，所述连接管路包括以封闭环路的结构将所述换热器连接至所述压力容器的主冷却剂管道回路，以及将所述堆芯补水箱连接至所述压力容器的补水连接器，所述核反应堆系统容纳在安全壳(54)内，并且进一步包括：

安全壳内储水池(50)，其保持通向所述安全壳(54)的大气(52)；

减压系统(76)，其用于在设计基础事故发生时自动对加压冷却剂回路(46)减压，并将所述储水池(50)连接至所述压力容器(60)；并且

阻断装置(210)连接至在所述减压系统(76)中的全部多个减压出口阀中的部件接口模块，用于在所述堆芯补水箱(33)内的冷却剂高于预选的液位时阻止每个所述减压系统出口阀致动，其中所述减压出口阀在致动时释放所述加压冷却剂回路(46)中的压力。

2.如权利要求1所述的核反应堆系统(22)，其中所述阻断装置(210)在故障安全条件下失效，其中所述阻断装置内的基本上任何部件的故障都将阻止所述阻断装置防止所述减压系统(76)致动。

3.如权利要求1所述的核反应堆系统(22)，其中所述预选的液位是所述堆芯补水箱(33)被认为基本上充满的液位。

4.如权利要求1所述的核反应堆系统(22)，其中所述堆芯补水箱(33)包括至少两个连接至所述压力容器(60)的水箱，并且其中当所述水箱中的每一个内的冷却剂均高于所述预选的液位时，所述阻断装置(210)防止所述减压系统(76)致动。

5.如权利要求4所述的核反应堆系统(22)，其中当所述水箱(33)中的任一个中的冷却剂低于所述预选的液位时，所述阻断装置(210)不防止所述减压系统(76)致动。

6.如权利要求4所述的核反应堆系统(22)，其中当通过远程手动超驰开关(208)或者其它连锁条件使得所述阻断装置(210)失效时，所述阻断装置不防止所述减压系统(76)致动。

7.如权利要求1所述的核反应堆系统(22)，其中所述阻断装置(210)连接至控制所述减压系统(76)的阀(72)的部件接口模块(CIM)的优先命令输入部(206)。