一种非能动压力容器外部冷却系统技术方案

本实用新型专利技术属于核安全技术领域，涉及一种非能动压力容器外部冷却系统。所述的系统在压力容器的外部包围有密封层，并在所述的压力容器与所述的密封层之间形成环形密封空间；冷却水注入箱通过冷却水注入管线连接所述的密封层，从而可在核事故时将冷却水注入所述的环形密封空间并将下封头淹没，其中所述的环形密封空间通过蒸汽轮机进汽管线和蒸汽轮机相连接，所述的蒸汽轮机通过传动装置与水泵连接，所述的水泵通过水泵出水管线与所述的环形密封空间连接。本实用新型专利技术的系统建立后，冷却水不断注入环形密封空间，持续冷却压力容器外壁，从而最终将堆芯熔融物衰变热导出，保持压力容器的完整性，防止放射性物质的外泄。

An external cooling system for passive pressure vessel

The utility model belongs to the field of nuclear safety technology, and relates to an external cooling system of the passive pressure vessel. The system has a sealing layer surrounded by external pressure vessel, and an annular sealing space formed between the sealing layer in the pressure vessel and the cooling water box; injection injection pipeline is connected with the sealing layer through the cooling water, thereby cooling water will ring into the seal for nuclear accident the space under the head and will be submerged, which the annular sealing space is connected by a steam turbine inlet pipeline and steam turbine, steam turbine and water pump connected by a transmission device, the annular water pump through the water pump outlet pipe line and the sealed space connection. The establishment of the system of the utility model, the cooling water is continuously injected into the annular sealed space, continuous cooling of pressure vessel wall, which will eventually decay heat from the molten core, maintaining the integrity of pressure vessels, prevent the leakage of radioactive material.

【技术实现步骤摘要】
一种非能动压力容器外部冷却系统
本技术属于核安全
，涉及一种非能动压力容器外部冷却系统。
技术介绍
日本福岛核事故后，有效消除大规模放射性释放成为核电站设计的重要安全目标。熔融物压力容器内滞留技术是核电站针对严重事故的一项重要缓解措施，可以有效消除放射性释放，维持安全边界的完整性。目前第三代核电站普遍采用了熔融物滞留措施。AP1000采用非能动的预防和缓解严重事故的措施，主要包括设置熔融堆芯滞留系统(IVR)，在发生堆芯融化事故时，堆腔淹没系统将水注入反应堆压力容器外壁与堆坑绝热层之间的空间，从外部冷却跌落到容器下封头的堆芯熔融物，保证下封头不被熔穿，使堆芯熔融物可以保持在压力容器内部，避免了熔融物与水和安全壳混凝土底板的反应，防止了堆外蒸汽爆炸和底板熔穿的发生。堆腔淹没冷却系统工作时，主要靠冷却水沸腾之后与未沸腾水之间的密度差驱动冷却水循环流动来冷却压力容器，一旦自然循环无法正常建立，此时IVR系统将失效。因此，亟需提供一种新型的可避免现有IVR技术失效的核电站严重事故后熔融物压力容器内滞留系统。蒸汽轮机作为一种能量转化装置，通过蒸汽推动叶片旋转，将蒸汽的内能转化为机械能，从本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种非能动压力容器外部冷却系统，其在压力容器的外部包围有密封层，并在所述的压力容器与所述的密封层之间形成环形密封空间；冷却水注入箱通过冷却水注入管线连接所述的密封层，从而可在核事故时将冷却水注入所述的环形密封空间并将下封头淹没，其特征在于：所述的环形密封空间通过蒸汽轮机进汽管线和蒸汽轮机相连接，所述的蒸汽轮机通过传动装置与水泵连接，所述的水泵通过水泵出水管线与所述的环形密封空间连接。

【技术特征摘要】
1.一种非能动压力容器外部冷却系统，其在压力容器的外部包围有密封层，并在所述的压力容器与所述的密封层之间形成环形密封空间；冷却水注入箱通过冷却水注入管线连接所述的密封层，从而可在核事故时将冷却水注入所述的环形密封空间并将下封头淹没，其特征在于：所述的环形密封空间通过蒸汽轮机进汽管线和蒸汽轮机相连接，所述的蒸汽轮机通过传动装置与水泵连接，所述的水泵通过水泵出水管线与所述的环形密封空间连接。2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的水泵通过水泵进水管线从地坑/内置换料水箱进水。3.根据权利要求1所述的系统，其特征在于：所述的水泵出水管线上设置有水泵出水管线流动止回阀。4.根据权利要求1所述...

【专利技术属性】
技术研发人员：马如冰，马卫民，元一单，徐钊，盛天佑，王晨，杨小明，邹文重，杨洋，余婧懿，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：新型
国别省市：北京,11