堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统技术方案

本实用新型专利技术涉及一种堆芯冷却、堆腔充水和安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在安全壳内的反应堆堆腔、安装在反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器、设置在安全壳内的堆内冷却系统、以及导出安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统。在核电站发生事故时，能够利用该系统对反应堆堆芯和堆腔进行先堆内后堆外双向冷却，并通过安全壳热量导出和喷淋系统将来自堆芯和安全壳内空间的热量及时导出，从而可以确堆芯燃料和保压力容器的完整性性，并确保安全壳内的压力不超过设计值。（*该技术在2020年保护过期，可自由使用*）

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及核电站的安全设备，更具体地说，涉及一种应用在核电站严重事 故下的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统。
技术介绍
随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展 的重要能源保障。目前的核电站中，核反应堆的结构是在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置 压力容器。压力容器具有主冷却管道，对压力容器进行常规的冷却。在核反应堆发生严重事故时，反应堆堆芯会产生大量的热量，而逐渐熔化掉入压 力容器底部，此时如果熔融物碎片得不到冷却，高温熔融物将导致熔穿压力容器，通过破口 进入堆腔。造成烧蚀地基混凝土，释放出大量的不凝结气体(H2、C02、C0等)。这会给安全 壳带来两种后果1)安全壳因不凝气体持续聚集导致安全壳超压失效，放射性物质进入大 气，破坏环境；2)熔融物将安全壳底板熔穿，放射性进入地基，污染土壤和水质。因此，需要 采取相关措施来防止压力容器熔穿或缓解压力容器熔穿所造成的后果。通常的严重事故缓解方法是通过设置在压力容器外围的主冷却管道对压力容器 表面进行喷淋冷却或者堆腔充水冷却，进而降低压力容器的温度。但是，这种方法仅仅是对 压力容器外表面进行冷却，其冷却速度和带走的热量有限，不能有效导出堆芯热量和保证 压力容器的完整性；而且，喷淋或者充水后的水吸收了热量，滞留在反应堆堆腔内，使得反 应堆堆腔的温度提高，并且，热量始终在安全壳内，无法向外界散发，造成了整个安全壳的 温度的升高，存在不少安全隐患。
技术实现思路
本技术要解决的技术问题在于，针对现有严重事故缓解技术不能有效导出堆 芯热量，保证堆芯、压力容器和安全壳完整性的缺陷，提供一种在核电站严重事故下可有效 的对反应堆堆芯冷却、堆腔充水和安全壳热量导出的系统。本技术解决其技术问题所采用的技术方案是提供一种堆芯冷却、堆腔充水 及安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在所述安全壳内的反应堆堆腔、以及安装在所 述反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器；还包括设置在所述安全壳内的堆芯冷却系 统、以及导出所述安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统；所述堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱、连接在所述非能动堆芯冷 却与堆腔充水箱与所述主冷却管道之间带有堆芯注水阀门的堆芯注水管道、以及连接在所 述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱与所述反应堆堆腔之间带有堆腔充水阀门的堆腔充水管 道；所述安全壳热量导出与喷淋系统包括设置在所述安全壳下部的换料水箱、通过管 道与所述换料水箱连通的热量导出与喷淋泵、热量导出与喷淋热交换器、冷却系统、以及设有喷淋阀门并对所述安全壳内进行喷淋的喷淋管道；所述热量导出与喷淋热交换器包括与所述换料水箱和喷淋管道连通的第一换热 管路、以及与所述冷却系统连接接入冷媒的第二换热管路；所述第一换热管路与第二换热 管路进行热交换。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述冷却系统 还包括中间水冷系统和最终热阱系统；所述中间水冷系统包括设置在所述第二换热管道上的中间水泵、以及与所述第二 换热管道连接的中间水冷热交换器；所述最终热阱系统包括冷源、连接所述冷源和中间水冷热交换器的第三换热管 道、以及在所述第三换热管道上设置的冷源泵；所述第二换热管道与所述第三换热管道在 所述中间水冷热交换器进行热交换冷却。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述堆芯冷却 系统还包括为所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱的补水并带有充水阀门的充水管道；所述 充水管道的进水口连接在所述喷淋管道上。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 的进水口上还连接有消防水充水管道，并且在所述消防水充水管道上设有消防水充水阀 门。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 与所述换料水箱之间连接有管道，所述管道上设有阀门。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 与所述堆芯注水管道和堆腔充水管道连通。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述喷淋管道 至少包括一段设置在所述安全壳内的喷淋管。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述换料水 箱设置在所述安全壳的压力容器底部。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述非能动堆 芯冷却与堆腔充水箱的底部高于所述压力容器的主冷却管道的高度。在本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述非能动堆 芯冷却与堆腔充水箱设有用于检测其水位的充水箱水位检测仪；所述堆腔内设有用于检测 其水位的堆腔水位检测仪。实施本技术具有以下有益效果在核电站发生严重事故时，能够利用堆内冷 却系统往堆芯和堆腔注入冷却水，并通过安全壳热量导出和喷淋系统将安全壳内的热量及 时导出，从而可以确保压力容器的安全性，并确保安全壳内的压力不超过设计值，维持安全 壳的完整性。附图说明下面将结合附图及实施例对本技术作进一步说明，附图中图1是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统的结构示意图；图2是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水的示意5图；图3是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆腔充水的示意 图；图4是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水、堆腔充 水及非能动堆芯冷却与堆腔充水箱充水的示意图；图5是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统消防水充水的示意 图；图6是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统喷淋示意图；图7是本技术堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水、堆腔充 水、及喷淋同时进行的示意图。具体实施方式 如图1至图7所示，是本技术的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统的 一个实施例，包括安全壳10、设置在安全壳10内的反应堆堆腔20、以及安装在反应堆堆腔 20内的压力容器30。该压力容器30设有主冷却管道31，用于接入冷却剂，对压力容器30 内部进行冷却。该堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统还包括堆芯冷却系统以及安全壳热 量导出与喷淋系统，可以实现对反应堆堆腔20内部的压力容器30进行冷却，并将热量从反 应堆堆腔20导出避免反应堆堆腔内的温度过高而导致压力容器损坏。该堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41、堆芯注水管道42、堆腔充 水管道43以及充水管道44等。该非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41用于在发生严重时故 事提供冷却水，其数量可以为一个或多个。在本实施例中，该非能动堆芯冷却与堆腔充水箱 41安装在安全壳10内，底部高度高于压力容器30的主冷却管道31，从而在重力和连通原 理的作用下，无须动力即为堆内提供冷却水。该堆芯注水管道42的一端连接在非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的底部，另一 端连接在主冷却管道31上；并且在堆芯注水管道42上设置堆芯注水阀门421，来控制堆芯 注水管路的开闭。该堆芯注水阀门421可以选用自动爆破阀，当然，也可以选用其他的自动 或手动阀门。该堆腔充水管道43的一端连接在非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的底部，另一 端则穿过进入反应堆堆腔20内；并且在堆腔充水管道43上设置堆腔充水阀门43本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在所述安全壳内的反应堆堆腔、以及安装在所述反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器；其特征在于，还包括设置在所述安全壳内的堆芯冷却系统、以及导出所述安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统；所述堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱、连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱与所述主冷却管道之间带有堆芯注水阀门的堆芯注水管道、以及连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱和所述反应堆堆腔之间带有堆腔充水阀门的堆腔充水管道；所述安全壳热量导出与喷淋系统包括设置在所述安全壳下部的换料水箱、通过管道与所述换料水箱连通的热量导出与喷淋泵、热量导出与喷淋热交换器、冷却系统、以及设有喷淋阀门并对所述安全壳内进行喷淋的喷淋管道；所述热量导出与喷淋热交换器包括与所述换料水箱和喷淋管道连通的第一换热管路、以及与所述冷却系统连接接入冷媒的第二换热管路；所述第一换热管路与第二换热管路进行热交换。

【技术特征摘要】
一种堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在所述安全壳内的反应堆堆腔、以及安装在所述反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器；其特征在于，还包括设置在所述安全壳内的堆芯冷却系统、以及导出所述安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统；所述堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱、连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱与所述主冷却管道之间带有堆芯注水阀门的堆芯注水管道、以及连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱和所述反应堆堆腔之间带有堆腔充水阀门的堆腔充水管道；所述安全壳热量导出与喷淋系统包括设置在所述安全壳下部的换料水箱、通过管道与所述换料水箱连通的热量导出与喷淋泵、热量导出与喷淋热交换器、冷却系统、以及设有喷淋阀门并对所述安全壳内进行喷淋的喷淋管道；所述热量导出与喷淋热交换器包括与所述换料水箱和喷淋管道连通的第一换热管路、以及与所述冷却系统连接接入冷媒的第二换热管路；所述第一换热管路与第二换热管路进行热交换。2.根据权利要求1所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述冷却系统还包括中间水冷系统和最终热阱系统；所述中间水冷系统包括设置在所述第二换热管道上的中间水泵、以及与所述第二换热 管道连接的中间水冷热交换器；所述最终热阱系统包括冷源、连接所述冷源和中间水冷热交换器的第三换热管道、以 及在所述第三换热管道上设置的冷源泵；所述第二换热管道与所述第三换热管道在所述中 间水冷热交换器进行热交换冷却。3.根据权利要求1所述的...

【专利技术属性】
技术研发人员：肖岷，骆邦其，林继铭，
申请(专利权)人：中科华核电技术研究院有限公司，中国广东核电集团有限公司，
类型：实用新型
国别省市：94[中国|深圳]