核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统技术方案

本发明专利技术涉及核电站安全壳保护的技术领域，公开了核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统，安全壳内具有厂房，应急喷淋冷却系统包括喷淋环、移动泵以及补水管路，喷淋环设于所述厂房的内上方，其上连接有多个朝下喷水的喷头，且喷淋环通过常态管路连通有水箱；常态管路中设有补水应急接口，补水管路连接于补水应急接口，且移动泵连接于补水管路中。当核电站处于事故工况时，且一回路存在破口，此时，将补水管路的一端连接在补水应急接口上，另一端接通水源，利用移动泵可以将水源引入喷淋环中，从而，安全壳内实现喷水，使得安全壳降温降压，且通过喷水水洗，将放射性物质也沉降下来，避免安全壳超压，以及放射性物质外泄的现象，避免放射性物质污染环境大气的现象。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电站安全壳保护的
，尤其核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统。
技术介绍
核电厂在100%功率运行情况下，如果发生全厂断电事故，并且一回路存在破口，并且这种核电站事故工况可能长期持续。在该核电站事故工况长期持续的情况下，此时，包括专设的安全设施以及核安全相关的所有交流电动泵都不能运行，将造成反应堆的余热无法有效排出安全壳，且由于一回路存在破口，这样，大量蒸汽和放射性物质则会通过破口释放到反应堆厂房内，从而安全壳内的压力及温度大大增加，可能造成安全壳内的压力和温度超过允许值，对安全壳的完整性造成影响，甚至有可能使得整个安全壳爆裂，这样，安全壳内的放射性物质将通过破口进入大气，造成放射性物质泄漏。或者，即使安全壳没有爆裂，在利用安全壳过滤排放系统进行过滤泄压排放过程中，此时，由于大量放射性物质悬浮在安全壳内的大气中，如果利用安全壳的排放系统进行泄压排放，则放射性物质也可能进入环境大气中，从而造成放射性物质释放到环境大气中的现象，造成核污染。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统，旨在解决现有技术中，核电站事故工况时，安全壳内部的压力及温度增大以致导致安全壳爆裂造成核污染现象，或者，安全壳泄压时，放射性物质进入环境大气中，造成核污染的问题。本专利技术是这样实现的，核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统，所述安全壳内具有厂房，所述核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统包括喷淋环、移动泵以及可与外部水源连通的补水管路，所述喷淋环设于所述厂房的内上方，其上连接有多个朝下喷水的喷头，且所述喷淋环通过常态管路连通有水箱；所述常态管路中设有补水应急接口，所述补水管路连接于所述补水应急接口，且所述移动泵连接于所述补水管路中。进一步的，所述常态管路中连接有换热器，所述补水应急接口设于所述换热器的下游。进一步的，所述补水管路中设有第一开关阀。进一步的，所述补水管路的一端连接于所述补水应急接口，其另一端连通于非能动应急高位水箱或其它外部可用水源。进一步的,所述补水管路为软管。进一步的，所述移动泵为柴油电机驱动。进一步的，所述移动泵的流量范围为彡240m3/h。进一步的，核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统包括移动平台，所述移动泵置于所述移动平台上。进一步的，所述移动平台为拖车，所述拖车上设有用于放置移动泵的平台。进一步地，所述喷淋环包括多个相间布置的环管，多个所述环管相互连通，且连通所述常态管道。与现有技术相比，当核电站处于事故工况时，且一回路存在破口，此时，安全壳内的压力及温度升高，利用本专利技术的应急喷淋冷却系统，将补水管路的一端连接在补水应急接口上，另一端接通水源，利用移动泵可以将水源引入喷淋环中，从而，安全壳内实现喷水，使得安全壳降温，且放射性物质也沉降下来，避免安全壳爆裂，以及放射性物质外泄的现象，避免放射性物质污染环境大气的现象。【附图说明】图1是本专利技术实施例提供的核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统的主视示意图。【具体实施方式】为了使本专利技术的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本专利技术进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本专利技术，并不用于限定本专利技术。如图1所示，为本专利技术提供的较佳实施例。以下结合具体附图对本专利技术的实现进行详细的描述。本实施例提供的核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统I，其运用在如下工况中，即当核电站全厂停电，且一回路存在破口的情况下，为安全壳3提供应急喷淋，实现安全壳3的降温降压,避免安全壳3超压破损。安全壳3作为核电站第三道防护结构，其中具有厂房31，在其厂房31内放置有反应堆压力容器2。安全壳3为预应力混泥土制成，其厚度较大，这样，其对反应堆起到保护作用，即使反应堆冷却剂回路出现破口，安全壳3依旧可以将反应堆中放射性产物限制在其内的厂房31中，避免其泄漏至外部环境中。安全壳应急喷淋冷却系统I包括喷淋环12，该喷淋环12设置在安全壳3的厂房31内，且置于厂房31的上方，其包括有多个用于喷水的喷头，这样，当喷淋环12需要喷水时，从喷头中喷出的水则会居高临下的充斥几乎整个安全壳3的厂房31。上述的喷淋环12通过常态管路5连通有水箱14,在该常态管路5中连接有喷淋泵12，这样，当核电站处于正常状态时，也就是不出现断电且常态管路5中不存在破口的情况下，喷淋泵12可以进行工作，将水箱14中的水抽至喷淋环12中，由喷淋环12中的多个喷头喷下，进而对安全壳3进行降温降压以及利用喷雾水洗沉降安全壳3内的放射性物质，对安全壳3进行保护。上述的安全壳应急喷淋冷却系统I还包括设置在常态管路5上的补水应急接口 16以及补水管路17，补水应急接口 16设置在上述的常态管路5中，当然，该补水管路17中设有第一开关阀11，这样，当该补水应急接口 16不需要使用时，利用第一开关阀11使其处于关闭状态，当需要使用该补水应急接口 16时，则可直接利用第一开关阀11打开，从而使得补水应急接口 16连通外部的设备。补水管路17的一端连接在常态管路5的补水应急接口 16上，且其中连接有移动泵15，另一端延伸之外，可以连接各种水源，这样，补水管路17与常态管路5之间形成了流通的回路，而移动泵15作为外置的动力设备，其动力由柴油发动机提供，因此，核电站断电的工况不会对其运行造成影响，从而，在移动泵15的作用下，可以将外部水源中的水依序通过补水管路17、补水应急接口 16以及常态管路5，进入喷淋环12中，由其上的喷头喷出，实现安全壳3的降温降压，以及将安全壳3中的放射性物质沉降。利用上述的安全壳应急喷淋冷却系统1，当核电站处于断电且一回路存在破口的工况下，利用新接入的补水管路17以及其上的移动泵15，补水管路17接入在常态管路5的补水应急接口 16上，补水管路17与常态管路5之间形成新的回路，保证外部水源中的水，在移动泵15的作用下，喷淋环12处于工作状态，进而喷头进行喷水，使得安全壳3内的压力降低，温度也降低，不会由于高压及高温，出现安全壳3爆裂的现象，避免安全壳3内的反应堆压力容器2暴露在外，且漂浮在安全壳3内的放射性物质，在喷头喷出的水的作用下，沉降在安全壳3的底部中，当安全壳3进行正常泄压排放时，其不会泄露之外，从而避免对外界的环境大气造成核污染。上述的安全壳应急喷淋冷却系统I运用在核电站事故工况下，其属于应急情况的应急注入，该安全壳应急喷淋冷却系统当前第1页1 2 本文档来自技高网...

【技术保护点】
核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统，所述安全壳内具有厂房，其特征在于，所述核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统包括喷淋环、移动泵以及可与外部水源连通的补水管路，所述喷淋环设于所述厂房的内上方，其上连接有多个朝下喷水的喷头，且所述喷淋环通过常态管路连通有水箱；所述常态管路中设有补水应急接口，所述补水管路连接于所述补水应急接口，且所述移动泵连接于所述补水管路中。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：戴忠华，陈军琦，林杰东，张士朋，黄卫刚，蒲江，林鸿江，吴震华，陈士强，
申请(专利权)人：中国广核集团有限公司，大亚湾核电运营管理有限责任公司，
类型：发明
国别省市：广东;44