一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统技术方案

本发明专利技术属于核安全控制技术领域，涉及一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统。所述的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线，所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间；所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水，所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。利用本发明专利技术的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，能够通过非能动手段加速反应堆堆腔淹没，提升堆内熔融物滞留装置的临界热流密度，从而避免压力容器壁面发生沸腾危机，确保IVR系统有效。

A non active reactor core auxiliary cooling system

The invention belongs to the technical field of nuclear safety control, and relates to a non - active reactor core auxiliary cooling system. The passive reactor core auxiliary cooling system includes a pressure vessel, the insulation layer and the annular space, the built-in refueling water storage tank, water pump, steam turbine, water supply pipeline, drainage pipeline, the annular space closed the formed between the insulating layer and the peripheral wall of the pressure vessel of the built-in water tank refueling; the water supply through the pipeline to the water supply pump, turbine pump is arranged on the driven drainage pipeline through the annular space to the cooling water. The invention of the passive reactor core auxiliary cooling system, through passive means to speed up the reactor cavity submerged, the critical heat flux increase in core melt retention device, so as to avoid the pressure vessel wall boiling crisis, ensure that the IVR system effectively.

【技术实现步骤摘要】
一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统
本专利技术属于核安全控制
，涉及一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统。
技术介绍
在三里岛和切尔诺贝利核电站的严重核事故之后，核电界开始集中力量对严重核事故的预防和后果缓解进行研究和攻关，诸多结论明确了防范与缓解严重核事故、提高核安全可靠性和改善人因工程等方面的要求。为了避免反应堆堆芯导致的大规模放射性物质释放，堆芯捕集器的相关设计逐渐产生，而在我国第三代核电系统的自主设计取得阶段性成果的背景下，ACP1000、CAP1400、ACPR1000等核电厂均采用了堆内熔融物滞留装置(IVR)。目前公开的有关堆芯捕集器的技术方案很多，如US4442065(Retrofittablenuclearreactorcorecatcher)、US5263066(Nuclearreactorequippedwithacorecatcher)、US5343506(Nuclearreactorinstallationwithacorecatcherdeviceandmethodforexteriorcoolingofthelatterbynaturalcirculation)、US6353651(Corecatchercoolingbyheatpipe)、US7558360(CorecatcherCooling)、US8358732(Corecatcher,manufacturingmethodthereof,reactorcontainmentvesselandmanufacturingmethodthereof)，CN201310005308.0(底部注水叠加外部冷却的大型非能动核电厂堆芯捕集器)、CN201310005342.8(一种大型非能动压水堆核电厂坩埚型堆芯捕集器)；CN20140268437.9(一种核电站事故后堆内熔融物滞留系统)等均做了相应公开，这些技术方案均由高位水箱通过重力注水对堆芯捕集器进行非能动冷却。但上述方案中非能动冷却水流速小，反应堆熔融物滞留装置壁面临界热流密度低。因此，可考虑通过除重力注水外的其它非能动注水手段提升冷却水流速，进而提升壁面临界热流密度，避免发生沸腾危机，确保系统有效。
技术实现思路
本专利技术的目的是提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，以能够通过非能动手段加速反应堆堆腔淹没，提升堆内熔融物滞留装置的临界热流密度，从而避免压力容器壁面发生沸腾危机，确保IVR系统有效。为实现此目的，在基础的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，所述的辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线，所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间；所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水，所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的给水泵与所述的汽轮机为同轴水平连接。在一种优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括卸压箱与排气管线，蒸汽在所述的汽轮机中做功后通过所述的排气管线排入所述的卸压箱。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括蒸汽发生器主蒸汽管线、蒸汽发生器支路蒸汽管线、蒸汽注入管线，依次通过所述的蒸汽发生器主蒸汽管线、蒸汽发生器支路蒸汽管线、蒸汽注入管线，向所述的汽轮机供汽。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括自动卸压系统、自动卸压系统支路管线，当所述的蒸汽发生器主蒸汽管线中的蒸汽压力低于1MPa时，切换为从所述的自动卸压系统，依次通过所述的自动卸压系统支路管线与所述的蒸汽注入管线向所述的汽轮机进行供汽。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括设置在所述的蒸汽发生器支路蒸汽管线上的第一阀门、设置在所述的自动卸压系统支路管线上的第二阀门、设置在所述的蒸汽注入管线上用于控制所述的汽轮机转速的第三阀门、设置在所述的排气管线上的第四阀门。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括设置在所述的排水管线上的第五阀门、设置在所述的给水管线上的第六阀门。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的第四阀门、第五阀门与第六阀门均为常开阀门(第六阀门常开用于使辅助冷却系统在备用状态也充满水，以缩短辅助冷却系统的启动时间，防止启动时发生水锤损伤设备和管线)。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括蓄电池，用于为所有的阀门提供电源，并启动所述的汽轮机和为所述的汽轮机的配件供电。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所述的辅助冷却系统还包括设置在阀门上的阀门开启触发开关，用于控制所有阀门的开启，所述的阀门开启触发开关可通过手动或远程遥控人工触发。在一种更加优选的实施方案中，本专利技术提供一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其中所有的阀门为自动止回阀门或与止回阀联用。本专利技术的有益效果在于，利用本专利技术的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，与能够第三代核电站堆内熔融物滞留系统(IVR)有机结合，通过非能动手段加速反应堆堆腔淹没，提升堆内熔融物滞留装置(压力容器下封头)的临界热流密度，从而避免压力容器外壁面发生沸腾危机，确保IVR系统有效，进一步提高核电厂安全性。附图说明图1为示例性的本专利技术的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统的组成图。具体实施方式以下结合附图对本专利技术的具体实施方式作出进一步的说明。示例性的本专利技术的非能动反应堆堆芯辅助冷却系统的组成如图1所示，包括压力容器1、保温层2、环形空间3、稳压器4、自动卸压系统5(经管线通过稳压器4与压力容器1相连接)、蒸汽发生器主蒸汽管线6、卸压箱7、内置换料水箱8、给水泵9、汽轮机10、蒸汽发生器支路蒸汽管线11、自动卸压系统支路管线12、蒸汽注入管线13、排气管线14、给水管线15、排水管线16、第一阀门17、第二阀门18、第三阀门19、止回阀20、第五阀门22、第六阀门23、第四阀门21、阀门开启触发开关24、蓄电池25。置于反应堆堆坑内的压力容器1的外壁与其外围的保温层2之间形成封闭的环形空间3。内置换料水箱8通过给水管线15向给水泵9供水(内置换料水箱8还通过支路管线直接与环形空间3相连，在支路管线上设置有阀门)，给水泵9在与其同轴水平连接的汽轮机10的轴驱动带动下通过排水管线16向环形空间3注入冷却水。依次通过蒸汽发生器主蒸汽管线6、蒸汽发生器支路蒸汽管线11、蒸汽注入管线13，向汽轮机10提供蒸汽。且当蒸汽发生器主蒸汽管线6中的蒸汽压力低于1MPa时，切换为从先后连接的稳压器4(用于稳定蒸汽压力)与自动卸压系统5，依次通过自动卸压系统支路管线12与蒸汽注入管线13向汽轮机10提供蒸汽。蒸汽在汽轮机10中做功后通过本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其特征在于：所述的辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线，所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间；所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水，所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。

【技术特征摘要】
1.一种非能动反应堆堆芯辅助冷却系统，其特征在于：所述的辅助冷却系统包括压力容器、保温层、环形空间、内置换料水箱、给水泵、汽轮机、给水管线、排水管线，所述的压力容器的外壁与其外围所述的保温层之间形成封闭的所述的环形空间；所述的内置换料水箱通过所述的给水管线向所述的给水泵供水，所述的给水泵在所述的汽轮机的带动下通过所述的排水管线向所述的环形空间注入冷却水。2.根据权利要求1所述的辅助冷却系统，其特征在于：所述的给水泵与所述的汽轮机为同轴水平连接。3.根据权利要求1所述的辅助冷却系统，其特征在于：所述的辅助冷却系统还包括卸压箱与排气管线，蒸汽在所述的汽轮机中做功后通过所述的排气管线排入所述的卸压箱。4.根据权利要求3所述的辅助冷却系统，其特征在于：所述的辅助冷却系统还包括蒸汽发生器主蒸汽管线、蒸汽发生器支路蒸汽管线、蒸汽注入管线，依次通过所述的蒸汽发生器主蒸汽管线、蒸汽发生器支路蒸汽管线、蒸汽注入管线，向所述的汽轮机供汽。5.根据权利要求4所述的辅助冷却系统，其特征在于：所述的辅助冷却系统还包括自动卸压系统、自动卸压系统支路管线，当所述的蒸汽发生器主蒸汽管...

【专利技术属性】
技术研发人员：元一单，于明锐，马卫民，朱晨，张丽，刘卓，邹文重，李炜，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：发明
国别省市：北京,11