一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法技术方案

本发明专利技术公开了一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；压力容器下封头与保温层之间形成保温层流道；第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自然循环流道；保温层外侧、第一混凝土墙与安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；堆腔隔间、保温层流道和自然循环流道连通；第二混凝土墙与安全壳混凝土墙侧面形成外侧隔间，第二混凝土墙上部与安全壳混凝土墙顶面之前形成安全壳隔间；保温层流道的出口标高高于第一混凝土墙的标高，第二混凝土墙的标高高于保温层流道的出口标高。本发明专利技术提升了核反应堆的安全性。反应堆的安全性。反应堆的安全性。

【技术实现步骤摘要】
一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法


[0001]本专利技术属于核反应堆安全设计
，具体涉及一种全非能动堆腔注水冷却系统及方法。

技术介绍

[0002]随着国际社会对核电安全要求的不断提高，堆芯熔融物冷却和包容策略对严重事故缓解起着越来越重要的作用。严重事故下由于堆芯得不到足够冷却，燃料在高温下熔化，熔融物产生大量的机械热负荷，当熔融物跌落到压力容器下封头形成熔融池后，下封头可能会在堆芯熔融物的热载荷作用下失效。第三代核电站从安全目标出发，在熔融物的冷却和控制策略上出现了通过堆腔注水冷却压力容器下封头实现堆内熔融物冷却和滞留(ERVC
‑
IVR)策略，是专门针对下封头在堆芯熔融物热载荷作用下失效的缓解措施。
[0003]堆腔注水措施在上世纪80年代就在国际上受到关注。芬兰Loviisa核电站、西屋公司的AP600和AP1000、韩国的APR1400以及中国的“华龙一号”等都采用了堆腔注水措施。对于非能动电厂，如AP600和AP1000的堆腔注水措施是利用内置换料水箱(IRWST)的水淹没反应堆堆腔，并使反应堆压力容器浸于水中，通过堆腔内的自然循环流动带走压力容器下封头的热量，实现熔融物堆内滞留的目的。
[0004]对于具有大空间安全壳隔间的电厂，如果在短时间内完全淹没安全壳隔间所需注水流量巨大，同时，为降低经济成本以及对能动电源的依赖性，有必要设计一种针对大空间安全壳隔间设计特点的全非能动的反应堆堆腔注水措施，以缓解严重事故后果，实现ERVC
‑
IVR的目的，从而进一步提高核反应堆的安全性。

技术实现思路

[0005]针对大空间安全壳隔间的反应堆电厂同时进一步降低堆腔注水冷却措施对能动电源的依赖性，本专利技术提供了一种全非能动堆腔注水冷却系统。本专利技术在核反应堆发生严重事故工况下实施全非能堆腔注水冷却，快速淹没压力容器下封头，带走下封头热量，保证压力容器的完整性。
[0006]本专利技术通过下述技术方案实现：
[0007]一种全非能动堆腔注水冷却系统，包括从内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、第一混凝土墙、第二混凝土墙和安全壳混凝土墙；
[0008]所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；
[0009]所述第一混凝土墙和第二混凝土墙之间形成自然循环流道；
[0010]所述保温层外侧、所述第一混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；且所述堆腔隔间、保温层流道和自然循环流道连通；
[0011]所述第二混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面形成外侧隔间，所述第二混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之前形成安全壳隔间；
[0012]所述保温层流道的出口标高高于所述第一混凝土墙的标高，所述第二混凝土墙的
标高高于所述保温层流道的出口标高。
[0013]优选的，本专利技术的系统还包括设置于所述安全壳混凝土墙外侧的高位水箱；
[0014]所述高位水箱为所述堆腔隔间注入冷却水。
[0015]优选的，本专利技术的高位水箱底部标高高于所述保温层流道的出口的标高。
[0016]优选的，本专利技术的高位水箱通过注水管与所述堆腔隔间连通；
[0017]所述注水管上设置有隔离阀。
[0018]优选的，本专利技术的高温水箱与所述安全壳隔间通过连通管连接。
[0019]第二方面，本专利技术提出了基于上述的一种全非能动堆腔注水冷却系统的方法，包括：
[0020]当监测到需要实施堆腔注水措施时，打开控制阀实施堆腔注水冷却。
[0021]优选的，本专利技术的实施堆腔注水冷却过程具体包括：堆腔注水阶段和自然循环冷却阶段。
[0022]优选的，本专利技术的堆腔注水阶段具体为：
[0023]外部冷却水注入所述堆腔隔间后，进入所述保温层流道内，冷却水在流经所述保温层流道时，一部分被所述压力容器下封头热量加热成水蒸气经所述保温层流道的出口进入所述安全壳隔间，一部分经所述保温层流道的出口流入所述自然循环流道；
[0024]当所述堆腔隔间和自然循环流道充满冷却水后，再注入的冷却水漫过所述第二混凝土墙进入所述外侧隔间，同时，所述安全壳隔间内的冷凝水汇集到所述外侧隔间内。
[0025]优选的，本专利技术的自然循环冷却阶段具体为：
[0026]当外部冷却水注入完毕后，所述外侧隔间内的水位超过所述第二混凝土墙，所述外侧隔间内的水漫过所述第二混凝土墙进入所述自然循环流道内，实现所述压力容器下封头的长期非能动自然循环冷却。
[0027]优选的，本专利技术可手动打开控制阀进行外部注水。
[0028]本专利技术具有如下的优点和有益效果：
[0029]本专利技术采用分阶段冷却技术，前期采用全非能动注水方式，后期通过自然循环长期带热，且所提供的全非能动自然循环堆腔注水冷却措施可在核反应堆发生严重事故工况下带走下封头热量，保证压力容器下封头的完整性，相较于现有技术完全消除了对能动电源的依赖，实现了大空间安全壳短时间淹没下封头的目标，大大提升了核反应堆的安全性。
附图说明
[0030]此处所说明的附图用来提供对本专利技术实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本专利技术实施例的限定。在附图中：
[0031]图1为本专利技术的注水冷却系统结构示意图。
[0032]图2为本专利技术的注水阶段冷却水循环流道示意图。
[0033]图3为本专利技术的自然循环阶段冷却水循环流道示意图。
[0034]附图中标记及对应的零部件名称：
[0035]1：压力容器下封头；2：压力容器下封头外保温层；3：第一混凝土墙；4：安全壳混凝土墙；5：堆腔隔间；6：压力容器下封头与保温层之间的流道；7：第二混凝土墙；8：自然循环流道；9：保温层流道出口；10：安全壳隔间；11：高位水箱；12：注水管；13：堆腔隔间外侧隔
间；14：隔离阀；15：水箱与安全壳连通管。
具体实施方式
[0036]在下文中，可在本专利技术的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所专利技术的功能、操作或元件的存在，并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外，如在本专利技术的各种实施例中所使用，术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合，并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。
[0037]在本专利技术的各种实施例中，表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如，表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。
[0038]在本专利技术的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件，不过可不限制相应组成元件。例如，以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种全非能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，包括从内向外依次设置于压力容器下封头(1)外侧的保温层(2)、第一混凝土墙(3)、第二混凝土墙(7)和安全壳混凝土墙(4)；所述压力容器下封头(1)与所述保温层(2)之间形成保温层流道(6)；所述第一混凝土墙(3)和第二混凝土墙(7)之间形成自然循环流道(8)；所述保温层(2)外侧、所述第一混凝土墙(3)与所述安全壳混凝土墙(4)底面之间形成堆腔隔间(5)；且所述堆腔隔间(5)、保温层流道(6)和自然循环流道(8)连通；所述第二混凝土墙(7)与所述安全壳混凝土墙(4)侧面形成外侧隔间(13)，所述第二混凝土墙(7)上部与所述安全壳混凝土墙(4)顶面之前形成安全壳隔间(10)；所述保温层流道(6)的出口(9)标高高于所述第一混凝土墙(3)的标高，所述第二混凝土墙(7)的标高高于所述保温层流道(6)的出口(9)标高。2.根据权利要求1所述的一种全非能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，还包括设置于所述安全壳混凝土墙(4)外侧的高位水箱(11)；所述高位水箱(11)为所述堆腔隔间(5)注入冷却水。3.根据权利要求2所述的一种全非能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述高位水箱(11)底部标高高于所述保温层流道(6)的出口(9)的标高。4.根据权利要求2所述的一种全非能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述高位水箱(11)通过注水管(12)与所述堆腔隔间(5)连通；所述注水管(12)上设置有隔离阀(14)。5.根据权利要求2所述的一种全...

【专利技术属性】
技术研发人员：张明，黄代顺，崔怀明，卢毅力，张渝，刘丽莉，邓坚，曹锐，邹志强，陈亮，许幼幼，杜政瑀，马海福，彭欢欢，王小吉，张航，武铃珺，武小莉，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：