一种反应堆重力补水系统技术方案

本实用新型专利技术涉及一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。可以在发生破口事故时，重力补水箱通过出口注射管线直接向压力容器上部注入冷却剂，由压力容器上部流进压力容器内，对压力容器内的燃料棒进行直接冷却，保证事故状态下反应堆堆芯的完整性和安全性。（*该技术在2022年保护过期，可自由使用*）

【技术实现步骤摘要】

本技术涉及核电站领域，更具体地说，涉及一种可用于核电站中的反应堆重力补水系统。
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。在压水堆核电站中，通常包括压力容器、以及与压力容器连接的冷管段和热管段。为了保证事故工况下的安全性，压水堆核电站通常备有应急堆芯补水箱补水系统。在现有的电站中，应急堆芯补水箱中的硼化水，一般通过冷管段管线或者与压力容器下降室相连接的直接注入管线，注入到对反应堆一回路，提供冷却剂的补给和硼化功能。然而，在核电站发生事故，如在冷管段发生破口时，含硼的补给水通过压力容器下降段和破口处直接流失，不能给堆芯提供有效的冷却剂，存在造成堆芯熔融的风险。
技术实现思路
本技术要解决的技术问题在于，提供一种可在发生破口事故时，可直接对压力容器注水，由反应堆堆芯活性区上部流进堆芯，对燃料棒进行直接冷却的反应堆重力补水系统。本技术解决其技术问题所采用的技术方案是构造一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；其特征在于，所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。

【技术特征摘要】
1.一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；其特征在于，所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。2.根据权利要求1所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述出口注射管线上设有常闭隔离阀。3.根据权利要求2所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述出口注射管线上还设有止回阀。4.根据权利要求1所述的反应...

【专利技术属性】
技术研发人员：曹建华，冷金珍，卢向晖，蒋晓华，
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：