一种非能动和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非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明专利技术在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。提高安全性。提高安全性。

【技术实现步骤摘要】
一种非能动和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
，具体涉及一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法。

技术介绍

[0002]严重事故下由于堆芯得不到足够冷却，燃料发生熔化。当堆芯的熔融物跌落到压力容器下封头形成熔融池后熔融物产生大量的机械热负荷，对下封头的完整性产生威胁。三代核电技术采用了先进的严重事故缓解措施，其中包括防止压力容器完整性丧失的下封头熔融物堆内滞留(IVR)技术。如西屋公司的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。非能动电厂AP600和AP1000的堆腔注水措施是通过非能动重力注水使反应堆压力容器浸于水中，利用堆腔内的自然循环流动带走压力容器下封头的热量。
[0003]为降低经济成本以及对能动电源的依赖性，堆腔注水措施设计上可采用非能动+能动的方式。同时，对于大空间安全壳隔间的核电厂，在短时间内完全淹没安全壳隔间所需注水流量巨大。因此，有必要设计一种针对大空间安全壳隔间设计特点的非能动+能动的反应堆堆腔注水措施实现IVR的目的，保证压力容器下封头的完整性，防止熔融物在安全壳中的释放。

技术实现思路

[0004]为了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非能动和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迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。
[0005]本专利技术通过下述技术方案实现：
[0006]一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；
[0007]所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；
[0008]所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；
[0009]所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；
[0010]所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；
[0011]所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。
[0012]优选的，本专利技术的装置还包括设置在所述安全壳混凝土墙内侧的高位水箱；
[0013]所述高位水箱底部标高高于所述保温层流道的出口。
[0014]优选的，本专利技术的高位水箱顶部设置有连接通道，以使高位水箱内的压力与所述安全壳隔间的压力平衡；
[0015]所述高位水箱底部通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通。
[0016]优选的，本专利技术的连接通道设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱内。
[0017]优选的，本专利技术在靠近所述高位水箱出口的注水管上设置第一隔离阀；
[0018]在位于所述外侧隔间内的注水管上设置第二隔离阀。
[0019]优选的，本专利技术的装置还包括设置于所述安全壳混凝土墙外侧的外水箱和注水泵；
[0020]所述外水箱通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通；
[0021]所述注水泵设置于靠近所述外水箱的注水管上。
[0022]第二方面，本专利技术提出了如上述述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统的方法，包括：
[0023]核反应堆发生严重事故后，当达到堆腔注水措施实施条件后，实施堆腔注水措施。
[0024]优选的，本专利技术的实施堆腔注水措施具体包括：
[0025]手动开启设置于安全壳内高位水箱出口处的注水管上的第一隔离阀实施大流量非能动堆腔注水措施；
[0026]当高位水箱的水排空后，开启安全壳外水箱注水管上设置的注水泵；外水箱内的水通过注水管和注水泵注入保温层流道内；
[0027]当外水箱内的水排空后，开启外侧隔间内的注水管上的第二隔离阀，实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却。
[0028]优选的，本专利技术的实施大流量非能动堆腔注水措施具体为：
[0029]高位水箱内的水通过注水管注入保温层流道内；冷却水流经保温层流道，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到外侧隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。
[0030]优选的，本专利技术的实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却具体为：
[0031]开启后的第二隔离阀保持开启状态；外侧隔间内的冷却水通过第二隔离阀进入注水管，经注水管流入保温层流道，流经保温层流道时，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到安全壳隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。
[0032]本专利技术具有如下的优点和有益效果：
[0033]本专利技术采用非能动+能动堆腔注水冷却措施，前期采用安全壳内高位水箱实时大流量、非能动、一次通过式的非能动注水方式，待高位水箱排空后通过注水泵从安全壳外水箱取水。待安全壳外水箱排空后开启安全壳隔间内的隔离阀实施长期循环冷却。
[0034]本专利技术提供的非能动+能动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压力容器下封头热量，保证压力容器下封头的完整性。
[0035]相较于现有技术，本专利技术将大容量水箱设置于安全壳外节约了安全壳空间，采用了能动注水的方式从安全壳外水箱取水，水箱位置高度可自由设置，避免了大容量水箱位置较高带来的安全风险。同时，安全壳内高位水箱的设置为能动电源的投入争取了时间并实现了大空间安全壳短时间淹没压力容器下封头的目标，从而提升了核反应堆的安全性。
附图说明
[0036]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：
[0037]图1为本专利技术的注水冷却系统结构示意图。
[0038]图2为本专利技术的冷却水循环流动路径示意图。
[0039]附图中标记及对应的零部件名称：
[0040]1：外水箱；2：保温层；3：堆腔隔间混凝土墙；4：安全壳混凝土墙；5：堆腔隔间；6：压力容器下封头；7：保温层流道；8：高位水箱；9：注水泵；10：注水管；11：保温层流道出口；12：第一隔离阀；13：外侧隔间；14：第二隔离阀；15：安全壳隔间；16：连接通道。
具体实施方式
[0041]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。
[0042]在本专利技术的本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，包括由内向外依次设置于压力容器下封头(6)外侧的保温层(2)、堆腔隔间混凝土墙(3)和安全壳混凝土墙(4)；所述压力容器下封头(6)与所述保温层(2)之间形成保温层流道(7)；所述保温层(2)外侧、堆腔隔间混凝土墙(3)与所述安全壳混凝土墙(4)底面之间形成堆腔隔间(5)；所述堆腔隔间混凝土墙(3)与所述安全壳混凝土墙(4)侧面之间形成外侧隔间(13)；所述堆腔隔间混凝土墙(3)上部与所述安全壳混凝土墙(4)顶面之间形成安全壳隔间(15)；所述保温层流道的出口(11)标高高于所述堆腔隔间混凝土墙(3)的标高。2.根据权利要求1所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，还包括设置在所述安全壳混凝土墙(4)内侧的高位水箱(8)；所述高位水箱(8)底部标高高于所述保温层流道的出口(11)。3.根据权利要求2所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述高位水箱(8)顶部设置有连接通道(16)，以使高位水箱(8)内的压力与所述安全壳隔间(15)的压力平衡；所述高位水箱(8)底部通过注水管与所述堆腔隔间(5)内的所述保温层流道(7)连通。4.根据权利要求3所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述连接通道(16)设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱(8)内。5.根据权利要求3所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，在靠近所述高位水箱(8)出口的注水管上设置第一隔离阀(12)；在位于所述外侧隔间(13)内的注水管上设置第二隔离阀(14)。6.根据权利要求1所述的一种非能动和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...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘丽莉，黄代顺，张明，崔怀明，卢毅力，张渝，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：