一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法技术方案

本发明专利技术公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明专利技术采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。

Reactor chamber injection cooling system and operation method thereof

The invention discloses a cavity water cooling system and a method of operating a reactor, which is arranged in the reactor containment within the reactor cavity, is arranged in the cavity of the reactor pressure vessel, a heat insulating layer arranged in the reactor chamber and the pressure container and surrounded by pressure vessels, including external water injection system and low water injection system; external water injection system includes an external source, connected with the external sources of external water injection, in the external water pipe is provided with water injection pump, injection pump and the outlet of the bottom entrance insulation layer connection; low injection system including low injection water tank is arranged in the shell at the bottom of the safety, low water injection pipe connected with the low note the bottom of the water tank, water injection and water injection pump entrance low connection. The operation method of the invention adopts dynamic supercooled water injected into the reactor cavity water injection system, use cold water to enhance the limit of external pressure vessel boiling heat transfer with heat capacity, so as to provide the possibility of successful remission at key stages of accident mitigation.

【技术实现步骤摘要】
一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法
本专利技术涉及一种冷却系统，具体涉及一种应用于核电站事故情况下，进行事故应对及缓解的堆腔注水冷却系统及其操作方法。
技术介绍
福岛核事故之后，国际社会对核电厂严重事故的关注显著增强。该事故后，堆芯由于等不到充分冷却而发生裸露和熔化，形成的堆芯熔融物可能熔穿压力容器下封头从而进入安全壳内。熔融物进入安全壳后导致安全壳升温升压，并与混凝土发生化学反应，最终可能导致安全壳失效，从而发生放射性物质大量释放。因此，在第三代核电技术中，熔融物的冷却与收集措施成为国际消除大量放射性释放的关键策略。虽然目前都采用熔融物压力容器内滞留策略，单外部冷却的具体实施方案却各有差异。目前国际上大多采用了基于自然循环的堆腔注水冷却系统设计。严重事故后通过向安全壳注水淹没堆腔，进入堆腔后的水推开压力容器外保温层流道的入口浮塞，经保温层内流道冷却压力容器外壁。保温层流道内的水作为上升段与外部回水流道中的下降段形成自然循环的流动。然而，对于自然循环的外部冷却方式，由于冷却水是循环使用，进入保温层入口的水已接近饱和。目前的压力容器外部传热临界热流密度(CHF)试验已表明，冷却水的本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种反应堆堆腔注水冷却系统，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内的压力容器(7)，设置在反应堆堆腔与压力容器(7)之间并包围压力容器的保温层(1)，其特征在于，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源(5)、与所述外部水源(5)连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵(2)，注水泵(2)的出口与保温层(1)的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱(3)，与所述低位注水箱(3)的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵(2)的入口连接。

【技术特征摘要】
1.一种反应堆堆腔注水冷却系统，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内的压力容器(7)，设置在反应堆堆腔与压力容器(7)之间并包围压力容器的保温层(1)，其特征在于，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源(5)、与所述外部水源(5)连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵(2)，注水泵(2)的出口与保温层(1)的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱(3)，与所述低位注水箱(3)的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵(2)的入口连接。2.根据权利要求1所述的一种反应堆堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述保温层(1)与压力容器的外壁之间形成外部冷却流道，保温层(1)包括保温主体，保温主体的底部设有底部入口，保温主体的上部设有汽水出口。3.根据权利要求1所述的一种反应堆堆腔注水冷却系统，其特征在于，还包括高位注水系统，高位注水系统包括位于安全壳内的高位水箱(4)，高位水箱(4)的出口通过管道与保温层(1)的底部入口连接，高位水箱(4)的最低点高于保温层(1)的上部汽水出口。4.根据权利要求1所述的一种反应堆堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述外部水源(5)为消防水源或过冷水源。5.根据权利要求1所述的一种反应堆堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述高位水箱(...

【专利技术属性】
技术研发人员：朱大欢，冷贵君，吴清，刘昌文，卢毅力，邓纯锐，张晓华，张明，向清安，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51