【技术实现步骤摘要】
本专利技术与核电站堆芯冷却、泄压余热排除系统有关，尤其与由于地震和海啸导至动力源被摧毁，上述系统无法工作的非能动应急水力冷却系统有关。
技术介绍
现有的反应堆通过外设动力源的水冷却系统向堆芯压力容器注水冷却降温水，冷却系统由注水泵，电驱动阀和管道组成，通过相同的水冷却系统向安全壳内的喷淋器注水。 堆芯和安全壳的冷却水排出系统也由排水泵电驱动阀和管道组成。已有冷却系统有如下缺占.^ /// ·1)外设动力源遭遇超越设计基准的自然灾害、严重事故的影响下失效，安全级柴油发电机及其它动力源被摧毁，堆芯压力容器、安全壳冷却系统也随之失效；2)大量采用的电动控制、驱动的设备、仪表、阀等在遭遇超越设计基准的自然灾害、严重事故中，处于高温、高压、高湿、断电的情况下失效，堆芯压力容器、安全壳冷却系统也随之失效。现有的冷却系统也有在外屋上方空气出口上设置高位水槽向安全壳喷淋冷却水， 安全壳内也设置水箱向堆芯压力容器，在紧急情况下向压力容器注水。但仍有如下不足之处1)安全壳冷却系统由非能动的外部空气自然循环，高位水槽喷淋，将安全壳中空气的热量排出大气中，这是典型、精湛的非能动设计。但...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.反应堆严重事故非能动应急冷却系统，其特征在于在反应堆外设有高位水池、重度污染水池(C3)、中度污染水池(C2)和轻度污染水池(C1),高位水池供水管第一支路经第一梭式止回阀与堆芯压力容器连接，第二支路经第二梭式止回阀与安全壳连接，第三支路经第三梭式止回阀接外屋通气孔上的喷淋器，安全壳上的处于低位第一出水管经第四梭式止回阀接重度污染水池(C3),安全壳上的处于高位的第二出水管经第五梭式止回阀接中度污染水池(C2),外屋的第三出水管经第六梭式止回阀接轻度污染水池(C1),所有污染水池都有盖板，各污染水池有升压泵经吸水器将污染水从水池中泵出经回流管上的梭式止回阀和污染水处理装置处理后回流高位水池。2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于供水泵经第七梭式止回阀给高位水池补水。3.根据权利要求1所述的系统，其特征在于供水泵，升压泵和污染水处理装置的电源由移动动力源提供。4.根据权利要求1所述的系...
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