CN101465167B - 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备 - Google Patents

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Abstract

本发明使大型压水反应堆中设置压力抑制室成为可能。在收容内置有压水反应堆堆心(1)的核反应堆压力容器(2)和蒸汽发生器(3)的核反应堆安全壳中具有：安全壳主体(7)；将该安全壳主体(7)隔开成上部容器(10)和下部容器(11)的隔膜隔壁(9)；具备能够贮存水的压力抑制池(13)、气相部与上部容器(10)连通的压力抑制室(12)；以及连接压力抑制池(13)和下部容器(11)的LOCA排放管(15)。构成核反应堆冷却剂压力边界的核反应堆压力容器(2)或蒸汽发生器(3)等设备以及冷段管线(4)或热段管线(5)等管线被收容在下部容器(11)中。

Description

核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备
技术领域
本发明涉及压水反应堆的核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备。
背景技术
一般来说，轻水反应堆(LWR)中设置有堆芯应急冷却系统(ECCS)等安全系统。使用了泵等能动装置作为该安全系统的核反应堆称为能动安全反应堆。与之相对应，安全系统使用了水箱等非能动装置的核反应堆称为非能动安全反应堆。
作为沸水型轻水反应堆(BWR)的代表性非能动安全反应堆有ESBWR(自然循环冷却式被动安全BWR)(参照例如非专利文献1)。并且，作为压水型轻水反应堆(PWR)的代表性非能动安全反应堆有AP1000(参照例如非专利文献1)。
在ESBWR中，堆心被收容在核反应堆压力容器(RPV)的内部。核反应堆压力容器被设置在干井(DW)的内部，干井的比RPV边缘和容器支架靠上的上部空间称为上部DW，下部空间称为下部DW。在上部干井的下面设置有压力抑制室(WW)，内部存储有压力抑制池水(SP水)。
干井和压力抑制池通过所具有的12根LOCA排放管连接。反应堆安全壳(PCV)由干井和压力抑制室构成。并且，在上部DW的内部，设置有重力降落式ECCS(GDCS)池。
当核反应堆冷却系统的管线破损等产生核反应堆冷却剂流出的冷却剂丧失事故(LOCA)时，首先干井内的压力上升，将LOCA排放管内的水位压到水平排放管的位置，干井内的气体介质进入压力抑制池水中。气体介质中的水蒸气全部被压力抑制池水冷凝，但由于氮气等非冷凝性气体不被压力抑制池水冷凝，因此移动到压力抑制室的气相部积蓄在其中。
该过程继续由此使干井内几乎被水蒸气占据，本来应该存在于干井内的氮气等非冷凝性气体全部移动到压力抑制室的气相部。该过程的驱动能量全部为排放到干井内的水蒸气的压力。
由此，在压力抑制室的气相部内，非冷凝性气体被压缩加压，压力抑制室内的压力上升。由于该压力的上升决定PCV的最终到达压力，因此有必要使干井与压力抑制室的气相自由空间的体积比在0.6以上。
如果气相体积比小，例如为0.1的话，则仅是非冷凝性气体的压缩压力就使压力抑制室的压力达到约1MPa(约10kg/cm2)。因此，为了保证大的气相体积比，在BWR的设计上进行了尽量缩小干井体积的努力。
当干井的体积大时，压力抑制室的气相体积有必要与之相对应地也增大，事实上变成了设置2个大的干井这样的非合理的设计。LOCA发生后干井的压力一直维持在比压力抑制室内的压力高与LOCA排放管内的水深和压力抑制池水的水深的高度差相等的量。该压差为0.05MPa(0.5kg/cm2)左右以下。
并且，在干井的上部设置有未使用能动设备而利用重力或自然循环力的具有非能动安全功能的非能动安全壳冷却系统(PCCS)水池，贮存有PCCS池水。在PCCS池内设置有PCCS热交换器，PCCS热交换器用吸入管线吸入干井内的气体介质，使气体介质中的水蒸气冷凝。此时，气体介质中包含的氮气等非冷凝性气体通过PCCS排放管排放到压力抑制池水中。
冷凝水通过冷凝水回路管返回到GDCS水池中，再次注入RPV内作为ECCS水源。PCCS这样吸入干井内的气体介质，将非冷凝性气体排放到压力抑制池水中时的驱动源为被维持在干井与压力抑制室之间的压力差(压力梯度)。
PCCS排放管没入压力抑制池水内的深度设定为比LOCA排放管的水平排放管高。因此，当刚刚发生LOCA之后急剧的流失现象结束，转移到缓慢稳定的水蒸气冷凝过程中时，为了使水蒸气冷凝不使用LOCA排放。另一方面，水蒸气冷凝只使用PCCS热交换器。并且，非冷凝性气体的排放仅使用PCCS排放管。
这样一来，由于PCCS具有将非冷凝性气体排放到压力抑制室内的功能，因此即使万一发生严重的事故产生大量的氢气，氢气也不会滞留在PCCS热交换器内使非能动冷却功能丧失。如果没有这种功能，PCCS热交换器虽然在刚开始能够有效地将水蒸气冷凝，但氢气、氮气等非冷凝性气体滞留在内部，马上就不能吸入水蒸气了。
反之，如果维持干井与压力抑制室之间的压差的话，则能够将该压差作为非能动驱动源，有效地将非冷凝性气体排出，因此能够无限制地吸入干井内的水蒸气将其冷凝。因此，如果确保适当的PCCS热交换器容量和PCCS池水量的话，则无论什么形状的核反应堆安全壳或堆心输出功率的核反应堆都能够使用。即，设置PCCS的可能性依赖于设置用来确保节点间压差的压力抑制室的可能性，设置压力抑制室的可能性依赖于是否能够确保足够大的干井空间与压力抑制室的气相体积之比。
图7为现有技术的非能动安全PWR(AP1000)所使用的核反应堆安全壳的纵剖视图。
在AP1000中，堆心1收容在核反应堆压力容器(RPV)2的内部。核反应堆压力容器用冷段管线4和热段管线5分别与2台蒸汽发生器(SG)3连接。并且，一次冷却剂泵(RCP)6直接设置在蒸汽发生器3的下部。这些构成核反应堆压力边界的装置和管线全部收容在核反应堆安全壳(CV)77的内部。
AP1000的核反应堆安全壳77为被称为大型干燥室的PWR中最具代表性的安全壳，用钢制造。之所以采用钢制是为了发生事故时用大气进行冷却。另外，在AP1000以外的PWR设备中，大型干燥室CV的材质大多为预应力混凝土制。
在核反应堆安全壳的内部设置有内部燃料交换用水箱(IRWST)8。该内部燃料交换用水箱8在发生冷段管线4等断裂、冷却剂丧失事故时起重力降落式ECCS的作用。该重力降落式ECCS与其他的非能动ECCS一起使核反应堆安全壳的下部淹没到比冷段管线高的位置。
然后，打开循环过滤网，使水不断流入核反应堆压力容器2内安全地进行堆心燃料的冷却。流入到核反应堆压力容器2内的水被堆心燃料的衰变热量加热，生成水蒸气，充满核反应堆安全壳77的气相部，使核反应堆安全壳77内的温度和压力上升。
在核反应堆安全壳77的外部设置有遮蔽建筑物71。在遮蔽建筑物71的最上部设置有非能动安全壳冷却系统(PCS)冷却水池72，在其内部蓄有PCS冷却水73。LOCA时，从核反应堆安全壳77的上部喷淋该PCS冷却水73。并且，从遮蔽建筑物71的大气进入口74流入的空气依靠自然循环力量在隔板75与核反应堆安全壳77的壁面之间的空间内上升，从位于遮蔽建筑物71最上部的大气出口76排出到大气中。该设计通过喷淋PCS冷却水73和空气循环安全地冷却核反应堆安全壳77。
这样一来，AP1000设计为完全不需要外部动力源的非能动安全系统，事故时能够以极高的可靠性冷却堆心1和核反应堆安全壳77。
[非专利文献1]IAEA-TECDOC-1391，《Status of advanced light waterreactor designs 2004》(2004轻水反应堆设计发展现状)，IAEA，2004年5月，p.207-p.231，p.279-p.306
AP1000的电力输出功率约为1,117MWe，但通过将蒸汽发生器的数量增加到3台，能够容易地将输出功率增加到1,700WMe级。但是，由于堆心的热量输出增加，LOCA时核反应堆安全壳内的压力也上升。
为了缓解LOCA时核反应堆安全壳内的压力上升，稍微增大核反应堆安全壳就可以。并且，如果核反应堆安全壳的冷却除了采用现状的空冷和水冷进行的非能动安全壳冷却功能以外，还能采用非能动安全BWR所采用的PCCS方式的话，则能够进一步提高可靠性。PCCS只需要根据热量的输出增加热交换器的容量和冷却水的量，就能够增大到任意大小的热量排除能力。
另一方面，为了采用PCCS，需要设置压力抑制室以便将分区之间的压差作为用来排出非冷凝性气体的非能动驱动源使用。但是，PWR的大型干燥室型CV具有数万m3左右的自由空间体积，这是BWR的干井的自由空间体积的约10倍。因此，在设置体积与BWR大致相等的压力抑制室的情况下，约10倍的非冷凝性气体的压缩加压有可能使LOCA时的压力达到约1MPa(约10kg/cm2)。因此，LOCA时有可能使CV破损。
即，如果为了使PWR的核反应堆安全壳为压力抑制型而设置与BWR相同的压力抑制室的话，则核反应堆安全壳内的压力反而变得极其高。反之，如果设置该压力下也不破损的大型干燥室CV的话，则成本极高，不现实。
BWR干井的体积能够减小到PWR的CV体积的1/10是因为没有蒸汽发生器等大型设备和外部再循环回路等，收容所必要的压力边界设备少的缘故。另一方面，随着输出规模的扩大，PWR的蒸汽发生器的台数也增加，例如4回路PWR设备的核反应堆安全壳的自由空间体积约为8万m3。因此，这样的大输出功率4回路PWR设备非能动地冷却安全壳是困难的。
发明内容
因此，本发明的目的就是要使在具备压水反应堆的大型核能发电设备中设置压力抑制室成为可能。
为了解决上述问题，本发明为一种核反应堆安全壳，其收容有核反应堆压力容器和蒸汽发生器，所述核反应堆压力容器收纳有压水反应堆的堆心，其特征在于，具有：主体；隔膜隔壁，将上述主体隔开成第1区间和第2区间，所述第2区间收容构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线，所述核反应堆冷却剂压力边界包含上述核反应堆压力容器和蒸汽发生器；压力抑制室，具备能够贮存水的压力抑制池，气相部与上述第1区间连通；LOCA排放管，连接上述压力抑制池和上述第2区间。
并且，本发明为一种核能发电设备，具有压水反应堆，其特征在于，具有：安全壳，其具有主体，将该主体隔开成第1区间和第2区间的隔膜隔壁，具备能够贮存水的压力抑制池、气相部与上述第1区间连通的压力抑制室，连接上述压力抑制池和上述第2区间的LOCA排放管；以及被收容在上述第2区间内，构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线，上述核反应堆冷却剂压力边界包括收纳有堆心的核反应堆压力容器和蒸汽发生器。
发明的效果：如果采用本发明，能够在具有压水反应堆的大型核能发电设备中设置压力抑制室。
附图说明
图1为本发明的核反应堆安全壳的第1实施形态的纵剖视图。
图2为表示本发明的核反应堆安全壳的第1实施形态中LOCA时压力变化的曲线图。
图3为本发明的核反应堆安全壳的第2实施形态的纵剖视图。
图4为本发明的核反应堆安全壳的第3实施形态的纵剖视图。
图5为本发明的核反应堆安全壳的第4实施形态的纵剖视图。
图6为本发明的核反应堆安全壳的第5实施形态的纵剖视图。
图7为现有技术的非能动安全PWR所使用的核反应堆安全壳的纵剖视图。
图中文字说明
1.堆心；2.核反应堆压力容器；3.蒸汽发生器；4.冷段(cold leg)管线；5.热段(hot leg)管线；6.一次冷却剂泵；7.安全壳主体；8.内部燃料交换用水箱；9.隔膜隔壁；10.上部容器；11.下部容器；12.压力抑制室；13.压力抑制池；14.压力抑制池水；15.LOCA排放管；16.水平排放管；17.立管(riser)；18.回转式吊车；19.真空破坏阀；20.PCCS建筑；21.非能动安全壳冷却系统；22.PCCS池；23.PCCS池水；24.PCCS热交换器；25.吸入管；26.返回管；27.PCCS排放管；28.燃料池建筑；29.气相排放管；30.爆破片(rupture disk)；71.遮蔽建筑物；72.非能动安全壳冷却系统(PCS)冷却水池；73.PCS冷却水；74.大气进入口；75.隔板(baffle)；76.大气出口；77.核反应堆安全壳
具体实施方式
下面参照附图说明本发明的压水型核能发电设备的实施形态。另外，在相同或类似的结构中添加相同的附图标记，省略重复的说明。
[第1实施形态]
图1为本发明的核反应堆安全壳的第1实施形态的纵剖视图。
具有压水反应堆的核能发电设备具有堆心1和收容该堆心1的核反应堆压力容器2。核反应堆压力容器2用冷段管线4和热段管线5分别与例如2台蒸汽发生器3连接。使一次冷却剂在堆心1和蒸汽发生器3中循环的一次冷却剂泵6直接设置在例如蒸汽发生器3的下部。由这些设备和管线构成核反应堆冷却剂压力边界。压水反应堆的核反应堆安全壳收容这些构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线。
本实施形态的核反应堆安全壳具有安全壳主体(MCV)7和隔膜隔壁9。安全壳主体7例如将圆筒放置在平板上，用钢筋混凝土形成为用半球状的盖盖住其圆筒上端的形状。隔膜隔壁9例如向水平方向扩展。
安全壳主体7用隔膜隔壁9分隔成第1区间和第2区间。其中，将第1区间称为上部容器10，将第2区间称为下部容器11。在本实施形态中，上部容器10设置在比下部容器11靠上的地方。在隔膜隔壁9上还可以设置当上部容器10与下部容器11之间的压差到达预定的压力以上时打开的真空破坏阀19。构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线全部收容在下部容器11的内部。
并且，在核反应堆安全壳中设置有压力抑制室12。压力抑制室12具有压力抑制池13。压力抑制池13能够贮存水地形成，平时贮存有例如水深约5米以上的压力抑制池水14。压力抑制池水14为例如硼酸水。并且，本实施形态中压力抑制室12设置在上部容器10的内部。压力抑制室12的例如上面被开放，以与上部容器10的其他部分连通。
而且，在核反应堆安全壳中设置有连接下部容器11和压力抑制池13的LOCA排放管15。在压力抑制池13与LOCA排放管15的连接部还可以设置沿水平方向延伸的水平排放管16。
LOCA排放管15和水平排放管16可以使用例如形状与BWR中使用的管的形状相同的管。并且，由于下部容器11与LOCA排放管15连接着，因此为了使压力抑制池水14平时不流落到下部容器11中，形成有使隔膜隔壁9的一部分竖起到水深以上的圆筒状的立管17。
LOCA排放管15的根数为大约10根到约50根左右，可以根据必要改变。由于PWR核反应堆安全壳的内径为约45m，因此排放管设置部分的周长约为100m，最多约50根的排放管也能够毫无问题地设置。实际上，由于下部容器11的体积足够大，因此刚刚发生冷却剂丧失事故(LOCA)之后的压力上升(一次峰值)并不急剧，排放管的根数也可以削减到大约10根左右。
在安全壳主体7的内部设置有内部燃料交换用水箱8。起重力降落式ECCS的作用，当发生冷段管线4等断裂的LOCA时，能够与其他的非能动ECCS相辅相成使核反应堆安全壳的下部水淹浸没到比冷段管线4高的位置。然后，打开循环过滤网，使水一直流入核反应堆压力容器2内，安全地进行堆心燃料的冷却。流入核反应堆压力容器2内的水被堆心燃料的衰变热量加热，生成水蒸气，充满安全壳主体7的气相部，使安全壳主体7内的温度和压力上升。
隔膜隔壁9在铅垂方向上的位置设定为使配置在比回转式吊车18靠下的设备收容到下部容器11内部。在整个安全壳主体7的自由空间的体积为约80,000m3的情况下，例如使下部容器11的自由空间的体积为约50,000m3，使上部容器10的自由空间的体积为约30,000m3。此时，能够使气相体积比为约0.6。
当气相体积比为0.6时，在设计基准事故的情况下能够将上部容器10内的非冷凝性气体压缩加压引起的压力上升抑制到足够低的约0.265MPa(1.67kgf/cm2g)。并且，即使在产生大量氢气的严重事故的情况下，也能够低至约0.35MPa(2.5kgf/cm2g)的足够低。
这样一来，通过使用本实施形态的核反应堆安全壳，即使是具备例如1,700MWe级大型压水反应堆的核能发电设备也能够设置压力抑制室12。这是因为用隔膜隔壁9将现有技术的大干燥室型核反应堆安全壳的穹顶部分等核反应堆安全壳的一部分隔开设置大的空间，实际上将该大的空间作为压力抑制室12的气相部使用的缘故。
图2为表示本实施形态中LOCA时压力变化的曲线图。另外，图2中并列表示了当LOCA排放管15的根数为12根和50根时比较具有代表性的大型干燥室型核反应堆安全壳在LOCA时的压力变化。
如图2所示，如果使用本实施形态的压力抑制型核反应堆安全壳，LOCA时核反应堆安全壳内的压力变得足够低。即使将LOCA排放管15的根数减少到12根，核反应堆安全壳内的压力也能抑制到与现有技术的BWR的峰值压力相同的水平。当LOCA排放管15的根数为50根时，刚刚LOCA之后的一次峰值能够抑制到几乎没有产生的低压力。因此，安全壳主体7的材质可以使用钢制、预应力混凝土制、钢筋混凝土制中的任何一种。
在使用了现有技术的具有代表性的大型干燥室型核反应堆安全壳的PWR的情况下，LOCA时的二次峰值压力增高，有可能超过代表性的RCCV的最高使用压力。因此，代表性的大型干燥室型核反应堆安全壳的材质限定为钢制或预应力混凝土制。
在例如比较小型的核能发电设备的情况下，能够使安全壳主体7为钢制。此时，在安全壳主体7的外部设置遮蔽建筑物(参照图7)。但是，钢制难以大型化，在1,700MWe级的情况下，使用例如预应力混凝土制。
但是，预应力混凝土制CV(PCCV)总是需要用钢筋束(tendon)拉紧，其管理非常麻烦。并且，由于被钢筋束施加了勒紧力，因此抵抗外力的能力弱，直接使用有时不能承受大型客机坠落事故。此时虽然经济性差，可还是最好再在外部用钢筋混凝土制的防护建筑物进行双重保护。
本实施形态的核反应堆安全壳由于LOCA时的压力被压力抑制室12的效果抑制到很低，因此设计压力低，能够采用合适的钢筋混凝土制的核反应堆安全壳(RCCV)。通过使包括穹顶部的RCCV的壁厚在2m以上，单独使用也足以承受客机等大型飞机坠落事故。并且，由于防护功能高，因此不需要在外部用遮蔽建筑物进行双重覆盖，能够进行极其合理的设计。而且，RCCV具有抗震性非常好的优点。
并且，还可以设置从压力抑制池13延伸到下部容器11的排水管。此时如果使压力抑制池水14为硼酸水，事故时能够使压力抑制池水14排放到下部容器11内作为下部容器11的淹没水源来使用。
而且，还可以设置从压力抑制池13延伸到核反应堆压力容器2的核反应堆注入管。此时如果使压力抑制池水14为硼酸水的话，事故时能够将压力抑制池水14用于重力降落式ECCS，能够往核反应堆压力容器2内注水。
由于上部容器10被下部容器11和隔膜隔壁9遮挡着，因此总能够用氮气气体介质置换来维持低的氧浓度。由此，即使在严重事故时因堆心燃料被氧化产生氢气排放到上部容器10内，氢气浓度积蓄，超过可燃界限的情况下，也能够几乎完全阻止氢气爆炸。
另一方面，由于下部容器11内通常保持在空气环境下，因此在正常运行过程中操作员能够进入内部确认设备的完好性。即使在事故时产生大量氢气的情况下，由于下部容器11的体积大到约50,000m3，并且大量的水蒸气稀释了氢气浓度，因此在下部容器11内发生氢气爆炸的危险性极小。
当水蒸气在压力抑制池13中冷凝了时，虽然氢气浓度变高，但由于如上所述上部容器10内的气体介质被限制在氧浓度很低，因此发生爆炸的危险性极小。
并且，如果在隔膜隔壁9上设置真空破坏阀19，即使在残留在下部容器11内的水蒸气由于某种原因急剧冷凝的情况下，也能够使上部容器10与下部容器11之间的压力相等。此时，由于上部容器10内已经稀释到爆炸极限以下的气体介质流入到下部容器11中，因此发生爆炸的危险性极小。
[第2实施形态]
图3为本发明核反应堆安全壳的第2实施形态的纵剖视图。
本实施形态的核反应堆安全壳为在安全壳主体7的外部设置了非能动核反应堆安全壳冷却系统(PCCS)建筑20、设置了非能动安全壳冷却系统21的安全壳。非能动安全壳冷却系统21具有设置在PCCS建筑20内的PCCS池22和PCCS热交换器24。PCCS池22形成为能够贮存PCCS池水23。PCCS热交换器24浸没在PCCS池水23中地配置。在PCCS热交换器24上连接有一个端部向下部容器11开放的吸入管25。并且，在PCCS热交换器24上连接有使冷凝水返回到下部容器11中的返回管26。而且，还设置有将没被PCCS热交换器24冷凝的非冷凝性气体输送到上部容器10中的PCCS排放管27。
本实施形态的核反应堆安全壳也与第1实施形态一样，用隔膜隔壁9将核反应堆安全壳的一部分隔开设置大的空间，实际上将该大的空间作为压力抑制室12的气相部来使用。因此，即使是具有例如1,700MWe级的大型压水反应堆的核能发电设备也能够设置压力抑制室12。
并且，发生LOCA等事故时排放到下部容器11内的水蒸气与非冷凝性气体一起由于节点之间的压力差被导入PCCS热交换器24中。由于吸入管25处于常开状态，因此完全不需要事故后打开阀这样的操作。
吸入管25在下部容器11内的开口位置只要在事故后下部容器11水浸没的位置以上的位置就可以。如果设置在更高的位置，具有优先吸引容易因浮力滞留在上部的氢气的效果。反之，如果降低位置，具有更容易吸引氮气和氧气的效果，但差别不大。
在PCCS热交换器24内冷凝的水蒸气通过返回管26在重力的作用下回到下部容器11内，作为内部燃料交换用水箱8等非能动ECCS的水源使用。未在PCCS热交换器24中冷凝的氮气和氢气等非冷凝性气体通过PCCS排放管27被排放到上部容器10内的压力抑制池13中。
本实施形态的PCCS排放管27从配置效率的角度出发埋设在安全壳主体7的壁面内。但是，PCCS排放管27既可以通过安全壳主体7的内部也可以通过外部。
PCCS排放管27的高度约为30m，但由于下部容器11与上部容器10之间总是维持有压力差，因此能够毫无问题地排放。即，将事故时排放到下部容器11内的能量作为压差使用，不需要任何其他的驱动源就能排放非冷凝性气体。
由于冷凝水在重力的作用下回到下部容器11内，因此PCCS池22和PCCS热交换器24在铅垂方向上的位置必须高到一定的程度。因此将PCCS池22和PCCS热交换器24设置在例如燃料池建筑28上。此时，能够使PCCS建筑20和燃料池建筑28成为一个整体。
另外，PCCS池22不要求耐压性，为了排放产生的水蒸气，其一部分向大气开放。由于PCCS建筑20具有安全保护功能，因此需要采取防范飞机坠毁事故的对策和进行抗震设计，但不需要像安全壳主体7那样进行耐压设计。即，由于设计条件与燃料池建筑28大致相同，因此两者一体化效果良好。但将PCCS建筑20与燃料池建筑28独立设置也没有问题。此时，能够将下部的空间用于收容能动ECCS等。
[第3实施形态]
图4为本发明核反应堆安全壳的第3实施形态的纵剖视图。
本实施形态的核反应堆安全壳将压力抑制室12设置在下部容器11的内部。使贮存在压力抑制池13中的压力抑制池水14的水面比冷段管线4高地配置压力抑制室12。设置在比冷段管线4高的位置上的目的是为了将压力抑制池水14作为重力降落式ECCS的水源来使用，能够依靠重力注入核反应堆压力容器2的内部。
并且，压力抑制室12的气相部通过气相排放管29与上部容器10连通。另外，虽然本实施形态从配置效率的角度出发将气相排放管29埋设到安全壳主体7壁面的内部，但既可以通过安全壳主体7的内部也可以通过外部。无论怎样设置都能利用气相排放管29避免非冷凝性气体积蓄在压力抑制室12的气相部而被压缩加压。
本实施形态用隔膜隔壁9分隔核反应堆安全壳的一部分设置大的空间，并用气相排放管29使该大的空间(上部容器10)与压力抑制室12连通。由此，实际上能够将上部容器10内的空间作为压力抑制室12的气相部使用。因此，即使具备例如1,700MWe级的大型压水反应堆的核能发电设备也能够设置压力抑制室12。
并且，事故前作为气体介质存在的下部容器11内的大量氮气和事故后有可能大量产生的氢气等非冷凝性气体在水蒸气的压力作用下通过LOCA排放管15排放到压力抑制池13内。
由于下部容器11内还有蒸汽发生器3等大型装置，因此设置在下部容器11内的压力抑制室12在配置上受限制。因此不能使压力抑制室12的气相部的体积太大。但是，本实施形态由于能够用气相排放管29将非冷凝性气体排放到上部容器10的大空间内，因此几乎能够完全避免非冷凝性气体在压力抑制室12的气相部被压缩加压。
在气相排放管29的入口处还可以设置爆破片30。该爆破片30在正常运行中将压力抑制室12的气相部与上部容器10隔断。由此，即使在过渡变化时部分堆水排放到压力抑制室12内、放出一些辐射能的情况下，也能够防止上部容器10被污染。但是，由于操作员进入上部容器10的机会少，因此爆破片30并非必须的。
如果使压力抑制池水14为硼酸水，则既可以作为燃料交换用水使用，也可以作为重力降落式ECCS的水源使用。此时，可以不设置内部燃料交换用水箱。而且，通过设置非能动安全壳冷却系统21，在事故时能够以高的可靠性冷却核反应堆安全壳。
假如压力抑制池水14的温度被抑制在100℃，则水蒸气压力为约0.1MPa(1kgf/cm2)。120℃时为约0.2MPa(2kgf/cm2)，核反应堆安全壳的压力相应增高。这样一来，PCCS21对安全壳主体7的非能动冷却中降低压力抑制池水14的温度变得极其重要。因此，使冷凝水返回压力抑制池13中地配置冷凝水返回管26。通过这样配置，能够抑制压力抑制池水14的温度变高。并且，降低水蒸气的压力，降低事故时核反应堆安全壳内的压力。能够将冷凝水作为非能动ECCS的水源来使用。
[第4实施形态]
图5为本发明核反应堆安全壳的第4实施形态的纵剖视图。
本实施形态的核反应堆安全壳将压力抑制室12设置在下部容器11的外部。压力抑制室12既可以与需要的LOCA排放管15的根数相对应包围安全壳主体7的外周地设置在整个圆周上，也可以部分地设置。下部容器11和压力抑制池13用LOCA排放管15连通。压力抑制室12的气相部用气相排放管29与上部容器10连通。如果这样将压力抑制室12设置在安全壳主体7的外部，则完全不影响安全壳主体7内部设备的设置。
本实施形态用隔膜隔壁9分隔核反应堆安全壳的一部分设置大的空间，并用气相排放管29将该大的空间(上部容器10)与压力抑制室12连通。由此，实际上能够将上部容器10内的空间作为压力抑制室12的气相部使用。因此，即使具备例如1,700MWe级的大型压水反应堆的核能发电设备也能够设置压力抑制室12。
并且，本实施形态例将PCCS建筑20一体化地建造在压力抑制室12的上部。在PCCS建筑20的内部设置非能动安全壳冷却系统21，事故时能够以高的可靠性进行核反应堆安全壳的冷却。
[第5实施形态]
图6为本发明核反应堆安全壳的第5实施形态的纵剖视图。
本实施形态的核反应堆安全壳与第4实施形态的不同点在于PCCS池22和PCCS热交换器24的位置不同。本实施形态中非能动安全壳冷却系统池22和PCCS热交换器24设置在上部容器10内。
由于上部容器10内没有设置其他的大型设备，具有充足的配置空间，因此通过采用这样的配置非常提高配置效率。并且，由于非能动安全壳冷却系统21具有重要的安全防护功能，因此通过设置在对飞机坠落事故防护最牢固的安全壳主体7内能提高设备的安全性。另外，虽然本实施形态说明的是设置在上部容器10内的例子，但如果能确保配置上的空间的话，设置在下部容器11的内部对飞机坠落事故也能够获得同样的效果。
并且，本实施形态用隔膜隔壁9分隔核反应堆安全壳的一部分来设置大的空间，并用气相排放管29将该大的空间(上部容器10)与压力抑制室12连通。由此，实际上能够将上部容器10内的空间作为压力抑制室12的气相部使用。因此，即使具备例如1,700MWe级的大型压水反应堆的核能发电设备也能够设置压力抑制室12。
[其他实施形态]
上述各实施形态仅仅是一个例子，本发明不受其限制。并且，还可以将各实施形态的特征组合起来实施。

Claims (15)

1.一种核反应堆安全壳，其收容有核反应堆压力容器和蒸汽发生器，所述核反应堆压力容器收纳有压水反应堆的堆心，其特征在于，具有：
主体；
隔膜隔壁，将上述主体隔开成第1区间和第2区间，所述第2区间收容构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线，所述核反应堆冷却剂压力边界包含上述核反应堆压力容器和蒸汽发生器；
压力抑制室，具备能够贮存水的压力抑制池，气相部与上述第1区间连通；以及
LOCA排放管，连接上述压力抑制池和上述第2区间。
2.如权利要求1所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制室设置在上述第1区间的内部。
3.如权利要求1所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制室设置在上述第2区间的内部，还具有连接上述气相部和上述第1区间的气相排放管。
4.如权利要求1所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制室设置在上述主体的外部，还具有连接上述气相部和上述第1区间的气相排放管。
5.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制室内的气体介质被用氮气置换，以使得氧浓度比空气低。
6.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述第1区间内的气体介质被用氮气置换，以使得氧浓度比空气低。
7.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制池中贮存有硼酸水。
8.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制室还具有核反应堆注入管，该核反应堆注入管使位于比上述堆心靠上的位置、贮存在上述压力抑制池中的水在重力的作用下注入上述核反应堆压力容器内。
9.如权利要求1、2、4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述压力抑制池还具有排水管，该排水管使位于比上述第2区间靠上的位置、贮存在上述压力抑制池中的水在重力的作用下落入上述第2区间内。
10.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，具有：
能够贮存水的PCCS池；
设置在上述PCCS池内部的PCCS热交换器；
从上述第2区间延伸到上述PCCS热交换器的吸入管；
从上述PCCS热交换器延伸到上述压力抑制池、排出从上述吸入管导入的气体中的非冷凝性气体的PCCS排放管；以及，
使上述PCCS热交换器冷凝的水返回到上述第2区间的回流管。
11.如权利要求10所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述PCCS池设置在上述主体的外部。
12.如权利要求10所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述PCCS池设置在上述主体的内部。
13.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述主体为预应力混凝土制或钢筋混凝土制。
14.如权利要求1至4中的任一项所述的核反应堆安全壳，其特征在于，上述主体为钢制，并且具有设置在上述主体外部的钢筋混凝土制的遮蔽建筑物。
15.一种核能发电设备，具有压水反应堆，其特征在于，具有：
安全壳，其具有主体，将该主体隔开成第1区间和第2区间的隔膜隔壁，具备能够贮存水的压力抑制池、气相部与上述第1区间连通的压力抑制室，连接上述压力抑制池和上述第2区间的LOCA排放管；以及
被收容在上述第2区间内，构成核反应堆冷却剂压力边界的设备和管线，上述核反应堆冷却剂压力边界包括收纳有堆心的核反应堆压力容器和蒸汽发生器。
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