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：