一种反应堆堆腔注水系统技术方案

本发明专利技术提供一种反应堆堆腔注水系统，将反应堆堆腔注水系统置于安全壳内部，注水泵通过完全置于安全壳内的管道将储水箱内的水注入反应堆堆腔中，避免了需要贯穿安全壳设置的注水管道而使部分管道暴露于安全壳外部的情况，把可能带有放射性物质的设备和管道全部包容在安全壳内，降低了对安全壳外环境泄露放射性物质的风险，提高核电站的安全性，同时，将注水泵置于冷却室中，对注水泵进行隔离和冷却，避免注水泵的轴承和电机受到高温高压损坏，提高注水泵工作的安全性。

【技术实现步骤摘要】
一种反应堆堆腔注水系统
本专利技术涉及核电领域，尤其涉及一种反应堆堆腔注水系统。
技术介绍
针对核电站的严重事故的应对和缓解，熔融物堆内滞留是一项重要措施。堆腔注水系统利用对压力容器外部冷却的方式，将堆内的热量导出以实现堆芯熔融物的滞留，是目前采用的主流技术方案。当核电站发生事故时，由于安全壳内高温高压、能动的反应堆堆腔注水系统中的注水泵一般设置在安全壳外，以避免注水泵的轴承和电机受到损坏。但是这种方案中部分管道将暴露于安全壳外部，这部分管道出现破口时，导致放射性物质泄露。可见，现有的反应堆堆腔注水系统存在放射性物质泄漏风险较高的问题。
技术实现思路
本专利技术实施例提供了一种堆腔注水系统，以解决现有技术中的反应堆堆腔注水系统存在放射性物质泄漏风险较高的问题。为了解决上述技术问题，本专利技术实施例采用了如下技术方案：本专利技术实施例提供了一种堆腔注水系统，所述堆腔注水系统设置于安全壳内部；所述堆腔注水系统包括：储水箱；冷却室，所述冷却室内的温度小于所述冷却室外的温度；注水泵，所述注水泵设置于所述冷却室内，且所述注水泵的出水口通过第一管道与反应堆堆腔的注水口连接，所述注水泵将所述储水箱中的水经所述第一管道注入所述反应堆堆腔中。可选的，所述冷却室设置于所述储水箱的外部，所述注水泵的入水口通过第二管道与所述储水箱的出水口连接。可选的，所述冷却室设置于所述储水箱的内部，所述注水泵的入水口延伸至所述冷却室外，并位于所述储水箱内。可选的，所述冷却室内设置有通风系统，所述通风系统包括换热件。可选的，所述换热件包括围绕所述注水泵设置的冷却盘管。可选的，所述冷却盘管与冷冻水系统连接。可选的，所述第一管道上设置有止回阀。可选的，所述第一管道和所述第二管道上设置有隔离阀。本专利技术实施例还提供了一种核电站，所述核电站包括本专利技术实施例提供的任一所述堆腔注水系统。本专利技术实施例提供的反应堆堆腔注水系统，将反应堆堆腔注水系统置于安全壳内部，注水泵通过完全置于安全壳内的管道将储水箱内的水注入反应堆堆腔中，避免了需要贯穿安全壳设置的注水管道而使部分管道暴露于安全壳外部的情况，把可能带有放射性物质的设备和管道全部包容在安全壳内，降低了对安全壳外环境泄露放射性物质的风险，提高核电站的安全性，同时，将注水泵置于冷却室中，对注水泵进行隔离和冷却，避免注水泵的轴承和电机受到高温高压损坏，提高注水泵工作的安全性。附图说明为了更清楚地说明本专利技术实施例的技术方案，下面将对本专利技术实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本专利技术的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。图1是本专利技术一实施例的反应堆堆腔注水系统的结构示意图。具体实施方式下面将结合本专利技术实施例中的附图，对本专利技术实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本专利技术一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本专利技术中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本专利技术保护的范围。本专利技术的实施例提供了一种反应堆堆腔注水系统，如图1所示。所述堆腔注水系统设置于安全壳1内部；所述堆腔注水系统包括：储水箱2；冷却室3，冷却室3内的温度小于冷却室3外的温度；注水泵4，注水泵4设置于冷却室3内，且注水泵4的出水口通过第一管道5与反应堆堆腔6的注水口连接，注水泵4将储水箱2中的水经第一管道5注入反应堆堆腔6中。其中，储水箱2为所述堆腔注水系统提供水源，注水泵4可以通过第一管道5将储水箱2内的水注入反应堆堆腔6中。当核电站发生严重工况事故时，反应堆堆芯温度极高，例如650℃，此时安全壳1内的环境温度将远远超过注水泵4电机和轴承的耐热温度，若直接将注水泵4裸露的置于安全壳1内，注水泵4的电机和轴承将会因高温而损坏，进而注水泵4将会无法正常工作。本专利技术实施例中，设置一冷却室3，并将注水泵4设置于冷却室3内，冷却室3可以起到隔离和冷却的作用，使冷却室3的室内温度远小于冷却室3外的温度。其中，冷却室3外的温度即为安全壳1内的环境温度，例如150℃，而冷却室3内根据冷却室3隔离和冷却作用的程度，可以维持在注水泵4电机和轴承的耐热温度范围内，此耐热温度通常为70℃，具体可以根据电机和轴承的材料的耐热性能确定，在此不作限定。具体的，冷却室3可以是一个有容纳空间的腔室，注水泵4可以容置于其中，同时还存在一定的空间，上述腔室的壳体或者腔体可以为耐高温高压的材料，同时具有优良的保温特性，在承受安全壳1内的高温高压的同时，可以起到隔离保温的作用，实现冷却室3内的温度满足注水泵4电机和轴承的耐热温度。上述腔室的壳体或者腔体还可以设置一层隔离层，在上述隔离层中可以填充冷却介质，进一步维持冷却室3内的低温环境，冷却室3还可以是一个包裹于注水泵4外的外壳，或者可以是一个与注水泵4一体成型的冷却夹套，上述冷却夹套可以为耐高温高压材料，且具有优良保温特性。可以理解的是，冷却室3的实现形式并不限于此，在此不作任何限定。本专利技术实施例中，在核电站发生严重事故的情况下，安全壳1内呈现高温高压的状态，注水泵4开始从储水箱2内吸水，并将水注入反应堆堆腔6中，在此过程中，反应堆堆腔6内因核燃料裂变产生的巨大热量通过压力容器的壁面传出，注入反应堆堆腔6内的水可以从压力容器外壁面将热量带走，以实现对压力容器外部冷却，使堆芯熔融物滞留于压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆外现象。将反应堆堆腔注水系统置于安全壳内部，注水泵通过完全置于安全壳内的管道将储水箱内的水注入反应堆堆腔中，避免了需要贯穿安全壳设置的注水管道而使部分管道暴露于安全壳外部的情况，把可能带有放射性物质的设备和管道全部包容在安全壳内，降低了对安全壳外环境泄露放射性物质的风险，提高核电站的安全性，同时，将注水泵置于冷却室中，对注水泵进行隔离和冷却，避免注水泵的轴承和电机受到高温高压损坏，提高注水泵工作的安全性。可选的，冷却室3设置于储水箱2的外部，注水泵4的入水口通过第二管道7与储水箱2的出水口连接。在本实施例中，如图1所示，冷却室3与储水箱2分开设置，利用第二管道7连接储水箱2的出水口和冷却室3中注水泵4的入水口，使储水箱2内的水能够通过第二管道7被吸入注水泵4中，进而能动的将水继续注入反应堆堆腔6中，冷却室3与储水箱2分开设置，方便管道连接。可选的，冷却室3设置于储水箱2的内部，注水泵4的入水口延伸至冷却室3外，并位于储水箱2内。在本实施例中，冷却室3可以设置于储水箱2内部(图中未示出)。具体的，冷却室3可以设置为如上述的包裹于注水泵4的冷却夹套的形式，减小冷却室3的体积，当将冷却室3设置于储水箱2内时，可以直接将注水泵4与储水箱2内的水隔离，且不会占用储水箱内太多的体积。注水泵4的入水口可以伸出冷却本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种反应堆堆腔注水系统，其特征在于，所述堆腔注水系统设置于安全壳内部；所述堆腔注水系统包括：/n储水箱；/n冷却室，所述冷却室内的温度小于所述冷却室外的温度；/n注水泵，所述注水泵设置于所述冷却室内，且所述注水泵的出水口通过第一管道与反应堆堆腔的注水口连接，所述注水泵将所述储水箱中的水经所述第一管道注入所述反应堆堆腔中。/n

【技术特征摘要】
1.一种反应堆堆腔注水系统，其特征在于，所述堆腔注水系统设置于安全壳内部；所述堆腔注水系统包括：
储水箱；
冷却室，所述冷却室内的温度小于所述冷却室外的温度；
注水泵，所述注水泵设置于所述冷却室内，且所述注水泵的出水口通过第一管道与反应堆堆腔的注水口连接，所述注水泵将所述储水箱中的水经所述第一管道注入所述反应堆堆腔中。


2.根据权利要求1所述的反应堆堆腔注水系统，其特征在于，所述冷却室设置于所述储水箱的外部，所述注水泵的入水口通过第二管道与所述储水箱的出水口连接。


3.根据权利要求1所述的反应堆堆腔注水系统，其特征在于，所述冷却室设置于所述储水箱的内部，所述注水泵的入水口延伸至所述冷却室外，并位于所述储水箱内。

【专利技术属性】
技术研发人员：盛美玲，丘锦萌，唐辉，于凤云，董亮，王冲，于晓雷，
申请(专利权)人：华龙国际核电技术有限公司，
类型：发明
国别省市：北京;11