本發(fā)明涉及核反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)技術(shù)，具體涉及一種用于嚴(yán)重事故冷卻堆芯熔融物的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)。

背景技術(shù)：
在核電站設(shè)計(jì)中，核安全是需考慮的首要問題。美國西屋公司的AP系列核電技術(shù)得益于它的模塊化建造技術(shù)、簡化的系統(tǒng)設(shè)計(jì)和非能動(dòng)技術(shù)的全面應(yīng)用。在已有的美國西屋公司的AP系列核電站設(shè)計(jì)中，反應(yīng)堆發(fā)生失水事故或者蒸汽管道破裂情況下，破口噴出的蒸汽會(huì)在鋼制安全殼容器內(nèi)壁上冷凝，冷凝水在重力的作用下，沿著容器內(nèi)壁向下流動(dòng)。在安全殼容器直筒壁頂部到操作平臺(tái)之間，設(shè)有兩處集水槽，集水槽收集的水通常排向安全殼內(nèi)換料水箱(IRWST)。由于這兩處集水槽位于安全殼結(jié)構(gòu)內(nèi)高位，冷凝水流量較大。中國專利93104983.0提供了一種非能動(dòng)冷卻裝置，用于應(yīng)急冷卻反應(yīng)堆。不同的是，該裝置利用的水源是來自安全殼結(jié)構(gòu)內(nèi)額外的儲(chǔ)水箱里的水，沒有利用反應(yīng)堆自身（破口噴出）的水來冷卻反應(yīng)堆堆芯。而且儲(chǔ)水箱位于操作平臺(tái)之下，循環(huán)水流量較小。如果能將兩處集水槽收集到的冷凝水在排向IRWST中途全部或者部分收集起來，用于反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，直接冷卻堆芯熔融物，這樣，安全殼冷凝水利用率就會(huì)大大提高。當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí),非能動(dòng)堆芯注入系統(tǒng)失效，已不能保證堆芯得到足夠的冷卻，堆芯會(huì)發(fā)生裸露、熔化。在熔化過程中，高溫熔融物會(huì)發(fā)生移位，落入壓力容器下腔室，并在壓力容器的底部形成熔融池。如果此時(shí)不能及時(shí)有效排出堆芯熔融物的熱量，壓力容器就會(huì)被熔穿，熔融物落入堆腔室后，就可能發(fā)生一系列堆外物理現(xiàn)象，致使安全殼升溫升壓，對安全殼的完整性構(gòu)成嚴(yán)重威脅。因此，如何對熔融物進(jìn)行有效的冷卻是緩解反應(yīng)堆嚴(yán)重事故的關(guān)鍵。為緩解嚴(yán)重事故后果，根據(jù)嚴(yán)重事故發(fā)展特征，國內(nèi)外已提出多種應(yīng)對嚴(yán)重事故的策略。熔融物堆內(nèi)滯留（In-VesselRetention，IVR)是AP系列設(shè)計(jì)中嚴(yán)重事故緩解方式的標(biāo)志性特征。對于IVR而言，ERVC作為一種嚴(yán)重事故緩解策略，即從壓力容器外部對熔融物進(jìn)行冷卻，使壓力容器下封頭不致由于堆芯熔融物施加的熱和機(jī)械載荷而損壞。但是隨著反應(yīng)堆功率的不斷提升（諸如CAP1700甚至更高），堆芯熔融池的形成和分層機(jī)理目前并未被充分理解，堆芯熔融物冷卻僅僅依靠IVR-ERVC這種策略，壓力容器的失效具有較大的不確定性，因此反應(yīng)堆的安全也會(huì)存在一定的風(fēng)險(xiǎn)。因此，所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員需要一種能夠克服以上現(xiàn)有技術(shù)中所存在的缺點(diǎn)的新型非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，以用于嚴(yán)重事故冷卻堆芯熔融物?？紤]在已有的IVR-ERVC基礎(chǔ)上，在安全殼結(jié)構(gòu)內(nèi)增加一套非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，用于直接冷卻堆芯熔融物，就可以在一定程度上延緩堆芯因衰變熱升溫的速度，降低壓力容器底部融熔池的熱流密度，進(jìn)而保證IVR措施的有效性，提高反應(yīng)堆的安全性。

技術(shù)實(shí)現(xiàn)要素：
本發(fā)明的主要目的是基于反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)需要，根據(jù)蒸發(fā)-冷凝原理，在安全殼結(jié)構(gòu)內(nèi)提供一種非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，該系統(tǒng)在反應(yīng)堆發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)（壓力容器內(nèi)的壓力基本是1巴-1.5巴），利用自身特有的高位壓差和反應(yīng)堆自身水源（由破口噴出的水），能夠確保將安全殼冷凝水直接注入堆芯，并且重復(fù)循環(huán)利用，同時(shí)結(jié)合已有的IVR-ERVC技術(shù)綜合運(yùn)用，可以更為有效地冷卻堆芯熔融物，帶走堆芯熱量，緩解嚴(yán)重事故的后果，提高反應(yīng)堆的安全性。除非特殊情況有其他限制，否則下列定義適用于本說明書中使用的術(shù)語。此外，除非另行定義，否則本文所用的所有科技術(shù)語的含義與本發(fā)明所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員通常理解是一樣的。如發(fā)生矛盾，以本說明書及其包括的定義為準(zhǔn)。對于本發(fā)明而言，本申請中所使用的一些術(shù)語的定義如下：“集水溝槽距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高”是指沿安全殼容器內(nèi)壁圓周方向布置的集水溝槽與安全殼內(nèi)壁的交點(diǎn)距離反應(yīng)堆壓力容器下封頭中位平面之間的垂直距離，參見本申請圖1和圖2。如本文中所用，方向性術(shù)語“上”、“下”與說明書附圖紙面上的具體方向是相一致的。術(shù)語“垂直”、“縱向”是指在說明書附圖紙面上大體上豎直的方向；而“橫向”、“水平”是指在說明書附圖紙面上大體上水平的方向。如本文所用，術(shù)語“約”是指數(shù)量、尺寸、配方、參數(shù)以及其他數(shù)量和特性是不精確的并且不需要是精確的值，但是可以與精確值近似和/或大于或小于精確值，以便反映容許偏差、測量誤差等，以及所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員已公知的其他因素。當(dāng)本文在描述材料、方法或機(jī)械設(shè)備時(shí)帶有“所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員已公知的”短語、或同義的詞或短語時(shí)，該術(shù)語表示所述材料、方法和機(jī)械設(shè)備在提交本專利申請時(shí)是常規(guī)的，并且包括在本說明書內(nèi)。同樣涵蓋于該描述中的是，目前非常規(guī)的但是當(dāng)適用于相似目的時(shí)將成為所屬領(lǐng)域公認(rèn)的材料、方法、和機(jī)械。如本文所用，術(shù)語“包含”、“含有”、“包括”、“涵蓋”、“具有”或任何其他同義詞或它們的任何其他變型均指非排他性的包括。例如，包括特定要素列表的工藝、方法、制品或設(shè)備不必僅限于那些具體列出的要素，而是可以包括其他未明確列出的要素，或此類工藝、方法、制品或設(shè)備固有的要素。術(shù)語“由…組成”、“由…構(gòu)成”或任何其他同義詞或它們的任何其他變型均指排他性的包括。例如，由特定要素構(gòu)成的工藝、方法、制品或設(shè)備僅限于那些具體列出的要素。具體而言，為實(shí)現(xiàn)本發(fā)明的上述目的而采用的技術(shù)方案如下所述：1.一種非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，所述非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)包括：第一集水裝置、分別與所述第一集水裝置和壓力容器直接注入管線相連的第一冷凝水注入管線、以及設(shè)置在所述第一冷凝水注入管線上的響應(yīng)于發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)的信號(hào)開啟并控制冷凝水注入流量的第一閥門機(jī)構(gòu)，其特征在于，所述第一集水裝置包括沿安全殼容器內(nèi)壁圓周方向布置的第一集水溝槽，所述第一集水溝槽被布置在反應(yīng)堆堆芯之上且距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的40%-75%處。2.根據(jù)技術(shù)方案1所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水溝槽被布置距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的65%-75%處；且所述非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)進(jìn)一步包括：第二集水裝置、分別與所述第二集水裝置和壓力容器直接注入管線相連的第二冷凝水注入管線、以及設(shè)置在所述第二冷凝水注入管線上的響應(yīng)于發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)的信號(hào)開啟并控制冷凝水注入流量的第二閥門機(jī)構(gòu)，所述第二集水裝置包括沿安全殼容器內(nèi)壁圓周方向布置的第二集水溝槽，所述第二集水溝槽被布置在反應(yīng)堆堆芯之上且距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的40%-50%處。3.根據(jù)技術(shù)方案2所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水溝槽與所述第二集水溝槽的高度差在安全殼容器總高的20%-30%的范圍內(nèi)。4.根據(jù)技術(shù)方案1所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水裝置進(jìn)一步包括分別與所述第一集水溝槽相連的第一收集導(dǎo)管。5.根據(jù)技術(shù)方案4所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水裝置進(jìn)一步包括分別與所述第一收集導(dǎo)管和所述第一冷凝水注入管線相連的第一應(yīng)急注水箱。6.根據(jù)技術(shù)方案1所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一閥門機(jī)構(gòu)包括串聯(lián)布置的第一爆破閥和第一常開直流電動(dòng)閥。7.根據(jù)技術(shù)方案2所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水裝置進(jìn)一步包括與所述第一集水溝槽相連的第一收集導(dǎo)管且所述第二集水裝置進(jìn)一步包括與所述第二集水溝槽相連的第二收集導(dǎo)管。8.根據(jù)技術(shù)方案7所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一集水裝置進(jìn)一步包括分別與所述第一收集導(dǎo)管和所述第一冷凝水注入管線相連的第一應(yīng)急注水箱；和/或所述第二集水裝置進(jìn)一步包括分別與所述第二收集導(dǎo)管和所述第二冷凝水注入管線相連的第二應(yīng)急注水箱。9.根據(jù)技術(shù)方案2所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第二閥門機(jī)構(gòu)包括串聯(lián)布置的第二爆破閥和第二常開直流電動(dòng)閥。10.根據(jù)技術(shù)方案5或技術(shù)方案8所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，其特征在于，所述第一應(yīng)急注水箱和/或所述第二應(yīng)急注水箱內(nèi)預(yù)充注有含硼水。采用本發(fā)明的技術(shù)方案可以獲得以下有益技術(shù)效果：1.在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，本發(fā)明所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)能夠利用自身特有的高位壓差，將冷凝水完全注入堆芯，確保反應(yīng)堆的安全。2.在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，本發(fā)明所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)能夠收集來自安全殼內(nèi)壁的冷凝水，并將收集的冷凝水直接注入堆芯，冷卻堆芯熔融物。本發(fā)明利用了反應(yīng)堆自身水源（破口噴出的水源），具有重復(fù)循環(huán)利用特點(diǎn)，同時(shí)結(jié)合已有的IVR-ERVC技術(shù)綜合運(yùn)用，能大大降低堆芯熔融物的溫度，防止壓力容器熔穿，提高反應(yīng)堆的安全性。3.本發(fā)明結(jié)構(gòu)簡單，可靠性高，適用于多種堆型的核電站。本發(fā)明有可能直接運(yùn)用在現(xiàn)有功率的核電站，也可為今后大功率核電站（諸如CAP1700甚至更高）嚴(yán)重事故管理緩解措施提供技術(shù)研發(fā)基礎(chǔ)。附圖說明下面結(jié)合說明書附圖對本發(fā)明進(jìn)行詳細(xì)描述。說明書附圖并不一定是嚴(yán)格按照比例進(jìn)行繪制的，且說明書附圖僅僅是示意性的圖示。在本申請的說明書附圖中，使用相同或相似的附圖標(biāo)號(hào)表示相同或相似的元件。圖1為根據(jù)本發(fā)明的第一實(shí)施例的被設(shè)置在安全殼容器內(nèi)的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖；圖2為根據(jù)本發(fā)明的第二實(shí)施例的被設(shè)置在安全殼容器內(nèi)的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖。部件及附圖標(biāo)記列表1破口2反應(yīng)堆壓力容器3堆芯4堆芯熔融池5DVI管線6熱管段7自動(dòng)卸壓閥門8地坑9熔融物堆內(nèi)滯留-壓力容器外部冷卻系統(tǒng)(IVR-ERVC)10集水溝槽11收集導(dǎo)管12應(yīng)急注水箱13爆破閥14常開直流電動(dòng)閥15集水溝槽16收集導(dǎo)管17應(yīng)急注水箱18爆破閥19常開直流電動(dòng)閥20高位流量注入管線21低位流量注入管線22安全殼內(nèi)壁23操作平臺(tái)24安全殼容器H安全殼容器總高H1集水溝槽10距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高H2集水溝槽15距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高H3集水溝槽10與集水溝槽15之間的高度差具體實(shí)施方式下面結(jié)合說明書附圖對本發(fā)明的具體實(shí)施方式進(jìn)行詳細(xì)說明，但是需要指出的是，本發(fā)明的保護(hù)范圍并不受這些具體實(shí)施方式的限制，而是由權(quán)利要求書來確定。本發(fā)明的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)包括：第一集水裝置、分別與所述第一集水裝置和壓力容器直接注入管線相連的第一冷凝水注入管線、以及設(shè)置在所述第一冷凝水注入管線上的響應(yīng)于發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)的信號(hào)開啟并控制冷凝水注入流量的第一閥門機(jī)構(gòu)。所述第一集水裝置包括沿安全殼容器內(nèi)壁圓周方向布置的第一集水溝槽，所述第一集水溝槽被布置在反應(yīng)堆堆芯之上且距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的40%-75%處。在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，本發(fā)明所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)能夠利用自身特有的高位壓差，將冷凝水完全注入堆芯，確保反應(yīng)堆的安全。如所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員公知地，所述直接壓力容器注射(DVI)管線與壓力容器下腔室連接。優(yōu)選地，所述第一集水溝槽被布置距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的65%-75%處；且本發(fā)明的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)進(jìn)一步包括：第二集水裝置、分別與所述第二集水裝置和壓力容器直接注入管線相連的第二冷凝水注入管線、以及設(shè)置在所述第二冷凝水注入管線上的響應(yīng)于發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)的信號(hào)開啟并控制冷凝水注入流量的第二閥門機(jī)構(gòu)，所述第二集水裝置包括沿安全殼容器內(nèi)壁圓周方向布置的第二集水溝槽，所述第二集水溝槽被布置在反應(yīng)堆堆芯之上且距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的40%-50%處。該標(biāo)高所產(chǎn)生的高位壓差在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)也足以將冷凝水完全注入堆芯。更加優(yōu)選地，所述第一集水溝槽與所述第二集水溝槽的高度差在安全殼容器總高的20%-30%的范圍內(nèi)。優(yōu)選地，所述第一集水裝置可進(jìn)一步包括分別與所述第一集水溝槽相連的第一收集導(dǎo)管。更加優(yōu)選地，所述第一集水裝置可進(jìn)一步包括分別與所述第一收集導(dǎo)管和所述第一冷凝水注入管線相連的第一應(yīng)急注水箱。優(yōu)選地，所述第一閥門機(jī)構(gòu)可包括串聯(lián)布置的第一爆破閥和第一常開直流電動(dòng)閥。所有閥門都為1E級。其中爆破閥在發(fā)生嚴(yán)重事故情況下能夠自動(dòng)開啟，例如根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，通過操作人員在控制室發(fā)出的信號(hào)觸發(fā)打開。優(yōu)選地，所述第一集水裝置進(jìn)一步包括與所述第一集水溝槽相連的第一收集導(dǎo)管且所述第二集水裝置進(jìn)一步包括與所述第二集水溝槽相連的第二收集導(dǎo)管。更加優(yōu)選地，所述第一集水裝置進(jìn)一步可包括分別與所述第一收集導(dǎo)管和所述第一冷凝水注入管線相連的用于高位流量收集的第一應(yīng)急注水箱；和/或所述第二集水裝置可進(jìn)一步包括分別與所述第二收集導(dǎo)管和所述第二冷凝水注入管線相連的用于低位流量收集的第二應(yīng)急注水箱。優(yōu)選地，所述第二閥門機(jī)構(gòu)可包括串聯(lián)布置的第二爆破閥和第二常開直流電動(dòng)閥。所有閥門都為1E級。其中爆破閥在發(fā)生嚴(yán)重事故情況下能夠自動(dòng)開啟，例如根據(jù)嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則，通過操作人員在控制室發(fā)出的信號(hào)觸發(fā)打開。更加優(yōu)選地，所述第一應(yīng)急注水箱和/或所述第二應(yīng)急注水箱內(nèi)預(yù)充注有含硼水。應(yīng)急注水箱采用鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，設(shè)有不銹鋼襯里。應(yīng)急注水箱的設(shè)計(jì)體積可以依據(jù)不同類型反應(yīng)堆靈活設(shè)計(jì)，遠(yuǎn)小于安全殼的體積，保證在操作平臺(tái)上有足夠的空間布置。應(yīng)急注水箱的設(shè)計(jì)高度可以依據(jù)兩個(gè)集水溝槽的高度確定。應(yīng)急注水箱收集的冷凝水也可為其它裝置提供必要的補(bǔ)充水源。根據(jù)不同堆型的需要，也可以在第一集水裝置和第二集水裝置的基礎(chǔ)上通過設(shè)置更多的集水裝置以進(jìn)一步改善收集效果。所述更多的集水裝置可被布置在反應(yīng)堆堆芯之上且距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高的40%-75%處。實(shí)施例1圖1為根據(jù)本發(fā)明的第一實(shí)施例的被設(shè)置在安全殼容器24內(nèi)的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖（有應(yīng)急注水箱12,17）。如圖1所示，具有破口1、反應(yīng)堆壓力容器2、堆芯3、地坑8、熔融物堆內(nèi)滯留-壓力容器外部冷卻系統(tǒng)(IVR-ERVC)9的核反應(yīng)堆包容在安全殼容器24內(nèi)。操作平臺(tái)23將安全殼容器24內(nèi)部分割為上下兩個(gè)內(nèi)部空間。非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)包括兩套冷凝水收集結(jié)構(gòu)，布置在安全殼容器24直筒壁頂部到操作平臺(tái)23之間。其中，高位冷凝水收集結(jié)構(gòu)（第一高度）由集水溝槽10和收集導(dǎo)管11組成，位于距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高H1為安全殼容器總高H的65%（低于直筒壁頂部）處；低位冷凝水收集結(jié)構(gòu)（第二高度）由集水溝槽15和收集導(dǎo)管16組成，位于距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高H2為安全殼容器總高H的40%處。2臺(tái)應(yīng)急注水箱，包括１臺(tái)高位應(yīng)急注水箱12和1臺(tái)低位應(yīng)急注水箱17。2臺(tái)應(yīng)急注水箱底部分別連接1根流量注入管線，高位流量注入管線20和低位流量注入管線21。注入管線20和21貫穿通過操作平臺(tái)23與連接壓力容器2的一根DVI管線5連接。流量注入管線20、21上分別設(shè)置了一個(gè)爆破閥13、18和一個(gè)常開直流電動(dòng)閥14、19。應(yīng)急注水箱12、17為鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，設(shè)有不銹鋼襯里，放置在操作平臺(tái)23上。在非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)未投入使用前，2臺(tái)應(yīng)急注水箱充注有一定量的含硼水。當(dāng)反應(yīng)堆堆芯出口溫度達(dá)到650℃時(shí)，堆芯3開始融化，可以認(rèn)為發(fā)生了嚴(yán)重事故，此時(shí)IRWST注入失效，堆芯熔融物因得不到充分的冷卻，會(huì)在壓力容器底部形成熔融池4。根據(jù)嚴(yán)重事故管理規(guī)程，IVR-ERVC開始投入運(yùn)行，從壓力容器外部對熔融物實(shí)施冷卻。在ERVC動(dòng)作一段時(shí)間后，設(shè)置在高位流量注入管線20上的爆破閥13接收到操作人員發(fā)出的信號(hào)后開啟，非能動(dòng)安全殼冷凝水注水系統(tǒng)開始投入運(yùn)行，事先貯存在應(yīng)急注水箱12中的含硼水就會(huì)通過注入管線20、DVI管線5，直接注入到堆芯下腔室，淹沒堆芯熔融池4，對堆芯熔融物實(shí)施快速冷卻。之后，冷凝水吸收熔融物的熱量，變成蒸汽，依次通過壓力容器2的熱管段6、自動(dòng)卸壓閥門7向安全殼大空間噴放，最后匯集到地坑8。地坑8中的水不斷被加熱、蒸發(fā)，和從破口1噴出的蒸汽一起在安全殼內(nèi)壁22上冷凝。冷凝水在重力的作用下，沿著安全殼內(nèi)壁22表面向下流動(dòng)，在接近安全殼容器直筒壁頂部處，被第一高度處的冷凝水收集結(jié)構(gòu)收集，注入到應(yīng)急注水箱12中，一段時(shí)間內(nèi)保持了應(yīng)急注水箱中的水位壓頭。從應(yīng)急注水箱里出來的冷凝水經(jīng)過流量注入管線20，返回到壓力容器2中，再次冷卻堆芯熔融物。隨著嚴(yán)重事故緩解進(jìn)程的發(fā)展，應(yīng)急注水箱12中的水位下降。當(dāng)水位下降到低于應(yīng)急注水箱17水位壓頭時(shí)，設(shè)置在流量注入管線21上的爆破閥18接收到操作人員發(fā)出的信號(hào)后開啟，應(yīng)急注水箱中的水首先通過流量注入管線21、DVI管線5，淹沒堆芯熔融池4，持續(xù)冷卻堆芯熔融物。同時(shí)，應(yīng)急注水箱17又不斷收集來第二高度處的冷凝水。之后，應(yīng)急注水箱17中的水位下降，應(yīng)急注水箱12中的水位上升，安全殼冷凝水又轉(zhuǎn)變成按照先高后低的順序注入堆芯。這樣，安全殼冷凝水便得到了重復(fù)收集、循環(huán)利用，大大延長了堆芯熔融物冷卻時(shí)間，達(dá)到了緩解嚴(yán)重事故后果的目的。實(shí)施例2圖2為根據(jù)本發(fā)明的第二實(shí)施例的被設(shè)置在安全殼容器24內(nèi)的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖（無應(yīng)急注水箱）。本發(fā)明還提供了另一種非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)，如圖2所示。該注水系統(tǒng)與實(shí)施例1的主要區(qū)別在于，該系統(tǒng)稍作改動(dòng)，簡化了結(jié)構(gòu)，去掉了可選配的應(yīng)急注水箱17和12。同時(shí)，改變了兩處冷凝水的收集高度，第一高度H1和第二高度H2分別位于距離反應(yīng)堆堆芯標(biāo)高為安全殼容器總高H的75%（接近直筒壁頂部）和50%處，不同于實(shí)施例1，高度增加，處于高位位置。安全殼冷凝水收集導(dǎo)管11直接連接爆破閥13，安全殼冷凝水收集導(dǎo)管16直接連接爆破閥18。安全殼冷凝水注水過程與實(shí)施例1相同，只是冷凝水不經(jīng)過安全殼應(yīng)急注水箱。利用收集導(dǎo)管和注水管線的水位和堆芯的高位壓差直接注入堆芯，達(dá)到冷卻堆芯熔融物的目的。如上述實(shí)施例1和實(shí)施例2的兩根冷凝水注入管線根據(jù)需要采取先高后低的原則交替向堆芯注水。高位管線用于嚴(yán)重事故初期，依靠高壓頭，將冷凝水注入堆芯；低位管線用于嚴(yán)重事故中后期，將冷凝水注入堆芯。如上述實(shí)施例1和實(shí)施例2的集水溝槽，兩處集水溝槽所收集的安全殼冷凝水流量隨事故發(fā)生的時(shí)間是變化的，對于百萬千瓦級大型先進(jìn)壓水堆核電站，在發(fā)生破口事故初期100秒，冷凝水流量最大值分別達(dá)到了75kg/s和78kg/s左右；在103秒時(shí)，達(dá)到20kg/s和17kg/s左右；在104秒時(shí)，達(dá)到8kg/s和6kg/s左右。利用集水溝槽和堆芯的高位壓差和大流量，可以將事故發(fā)生時(shí)的安全殼冷凝水注入堆芯。如果與IVR-ERVC系統(tǒng)綜合運(yùn)用，可以進(jìn)一步降低堆芯熔融物的溫度，延遲壓力容器的失效時(shí)間，提高反應(yīng)堆的安全性。采用本發(fā)明的技術(shù)方案可以獲得以下技術(shù)效果：1.在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，本發(fā)明所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)能夠利用自身特有的高位壓差，將冷凝水完全注入堆芯，確保反應(yīng)堆的安全。2.在發(fā)生嚴(yán)重事故情況時(shí)，本發(fā)明所述的非能動(dòng)安全殼冷凝水注入系統(tǒng)能夠收集來自安全殼內(nèi)壁的冷凝水，并將收集的冷凝水直接注入堆芯，冷卻堆芯熔融物。本發(fā)明利用了反應(yīng)堆自身水源（破口噴出的水源），具有重復(fù)循環(huán)利用特點(diǎn)，同時(shí)結(jié)合已有的IVR-ERVC技術(shù)綜合運(yùn)用，能大大降低堆芯熔融物的溫度，防止壓力容器熔穿，提高反應(yīng)堆的安全性。3.本發(fā)明結(jié)構(gòu)簡單，可靠性高，適用于多種堆型的核電站。本發(fā)明有可能直接運(yùn)用在現(xiàn)有功率的核電站，也可為今后大功率核電站（諸如CAP1700甚至更高）嚴(yán)重事故管理緩解措施提供技術(shù)研發(fā)基礎(chǔ)。以上雖然已結(jié)合實(shí)施例對本發(fā)明的具體實(shí)施方式進(jìn)行了詳細(xì)的說明，但是需要指出的是，本發(fā)明的保護(hù)范圍并不受這些具體實(shí)施方式的限制，而是由所附的權(quán)利要求書來確定。所屬領(lǐng)域的技術(shù)人員可在不脫離本發(fā)明的技術(shù)思想和主旨的范圍內(nèi)對這些實(shí)施方式進(jìn)行適當(dāng)?shù)淖兏?，而這些變更后的實(shí)施方式顯然也包括在本發(fā)明的保護(hù)范圍之內(nèi)。