CN104091621B - 非能动堆外冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明的目的在于提供非能动堆外冷却系统，包括储水罐、隔离水池、反应堆堆坑、反应堆压力容器，储水罐位于隔离水池的上方，两者之间通过注水管和压力平衡管相连通，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管相通，压力平衡管的上端位于储水罐上部的气空间内，压力平衡管的下端位于隔离水池内，且压力平衡管下端的所在高度高于反应堆压力容器的高度，注水管的上端与储水罐的最低点相连通，注水管的下端位于隔离水池内，且注水管下端的所在高度低于压力平衡管的下端。本发明不需要外部动力支持，可以在事故工况下为反应堆压力容器提供持续冷却，并根据堆坑内冷却水的消耗量自动补水。

Description

非能动堆外冷却系统

技术领域

本发明涉及的是一种核安全和热工水力技术领域的堆外冷却系统。

背景技术

反应堆压力容器是一个高压设备，起到容纳和保护反应堆堆芯的重要作用。当核电厂发生反应堆严重事故时，堆芯熔融物有可能坍塌至压力容器下封头，若下封头因受到过量热载荷而被熔穿，将可能威胁安全壳的完整性。为了避免堆芯熔融物外泄，保证反应堆压力容器的完整性，需要设置堆外冷却系统，使事故发生时下封头能够得到充分的冷却。

目前设置的堆外冷却系统主要有能动和非能动两种配备方式，采用能动方式主要是利用泵将水注入堆坑中实现冷却，其注水成功概率虽然很高，但整个系统运行时高度依赖泵的正常运行。当出现断电或泵停转等事故时，整个系统将彻底瘫痪。而采用非能动技术则可以杜绝此类事故的发生。

因此，目前设计的堆外冷却系统几乎同时采用了能动和非能动两种注水方式(如，专利号：CN201681637，CN203366760U，CN202887747U)。

然而，上述设计的堆外冷却系统都存在一个共同的缺点，就是冷却水的利用率比较低。当堆坑内的水注满后，如无人为关闭水泵或非能动系统中的控制阀门，则注水系统仍然会持续注水(无论大流量还是小流量)，使水溢出堆坑造成浪费。所以，为了保证充足的冷却时间，在无人为干预的情况下，上述非能动冷却系统的水箱需要提供很大的储水量，这就会使水箱的体积大幅增加。而如果注水流量偏小，则有可能导致堆坑内的水位下降，甚至不能完全淹没反应堆压力容器，使反应堆压力容器不能得到充分的冷却，进而威胁反应堆压力容器的完整性。因此，如果既不想造成冷却水的额外流失，又能为压力容器提供持续冷却，则需要人为的对冷却系统(无论是能动系统还是非能动系统)持续调节或启停，给系统的实际运行造成很大困难。

发明内容

本发明的目的在于提供不需要外部动力支持，可以在事故工况下为反应堆压力容器提供持续冷却的非能动堆外冷却系统。

本发明的目的是这样实现的：

本发明非能动堆外冷却系统，其特征是：包括储水罐、隔离水池、反应堆堆坑、反应堆压力容器，储水罐位于隔离水池的上方，两者之间通过注水管和压力平衡管相连通，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管相通，压力平衡管的上端位于储水罐上部的气空间内，压力平衡管的下端位于隔离水池内，且压力平衡管下端的所在高度高于反应堆压力容器的高度，注水管的上端与储水罐的最低点相连通，注水管的下端位于隔离水池内，且注水管下端的所在高度低于压力平衡管的下端。

本发明还可以包括：

1、注水管的下端出水口位置采用S形设计，且其端部向下。

2、注水管上设置控制阀。

本发明的优势在于：在核电厂发生熔堆事故时，能够长期安全可靠地为反应堆压力容器提供冷却水，维持反应堆堆坑内的淹没水位稳定，保证压力容器下封头的完整性。该装置可实现：(1)整个系统可实现完全非能动运行来淹没压力容器，补水量可利用压力平衡管实现自动调节，无需人为干预和调节。(2)“S”形设计可有效防止汽水两相逆向流动出现，避免流量振荡，注水流量稳定。(3)对冷却水的利用率高，不存在流失浪费，与现有非能动技术相比，在冷却时间相同的情况下显著减少冷却水消耗量，大幅度减小储水罐容积。(4)隔离水池的设计有效防止了堆坑中沸腾产生的蒸汽倒流进入储水罐，保证系统能够可靠平稳运行。

附图说明

图1为本发明的结构示意图。

具体实施方式

下面结合附图举例对本发明做更详细地描述：

结合图1，本发明一种非能动堆外冷却系统，主要包括储水罐1、压力平衡管2、注水管3、隔离水池4、连通管5、反应堆堆坑6、反应堆压力容器7和控制阀8。其中，储水罐1位于隔离水池4的上方，两者之间通过压力平衡管2和注水管3连接，隔离水池4与反应堆堆坑6之间通过连通管5连接，反应堆压力容器7位于反应堆堆坑6中。

压力平衡管2上端位于储水罐1的气空间内，下端相对位置高于反应堆压力容器7的上边缘，当系统处于备用状态时，管内无水，当发生事故时，保证反应堆压力容器7始终淹没在水面以下。

注水管3上端与储水罐1的最低点连接，下端相对位置低于压力平衡管2的下边缘。

注水管3下端出水口采用“S”形设计，防止出水口露出水面时空气从注水管3进入储水罐1，从而造成管内出现气-液两相逆向流动状态，增加注水阻力，并引起流动振动。

隔离水池4为一小型水池，池中的水始终保持冷态，防止事故工况时反应堆堆坑6中沸腾产生的蒸汽进入储水罐1。

注水管3上设有控制阀8，当系统处于备用状态时，控制阀8关闭，隔离水池4处于无水状态，当发生事故时，控制阀8开启，水由储水罐1注入隔离水池4，并经由连通管5进入反应堆堆坑6，淹没反应堆压力容器7。

整体结构主要由储水罐1、压力平衡管2、注水管3、隔离水池4、连通管5、反应堆堆坑6、反应堆压力容器7、控制阀8连接组成。

本发明的工作原理如下：当核电厂发生反应堆严重事故时，堆芯熔融物有可能坍塌至压力容器下封头，若下封头因受到过量热载荷而被熔穿，将可能威胁安全壳的完整性。为了防止堆芯熔融物熔穿压力容器下封头，需要向反应堆堆坑6中注水。

当反应堆因发生严重事故而需要向反应堆坑6注水进行冷却时时，打开控制阀8，使储水罐1和注水管3联通，压力平衡管2使储水罐1内外的压力保持平衡，水则依靠重力由储水罐1快速流入隔离水池4中。当隔离水池4中的水位高于底部的连通管5所在水平位置后，水经由隔离水池4经连通管5流入反应堆堆坑6中，快速淹没反应堆压力容器7。由于隔离水池4与反应堆堆坑6为连通器结构，因此，两者之间的水位是平衡的。当隔离水池4中的水位没过压力平衡管2的下端后，则注水量快速减少直至停止。

随着反应堆堆芯衰变热的大量释放，处于高温状态的反应堆压力容器7表面持续对反应堆堆坑6中的冷却水进行加热，使得反应堆堆坑6中的水升温，直至发生沸腾蒸发。当反应堆堆坑6中的水位因蒸发而下降至压力平衡管2的下端时，储水罐1恢复注水，直至再次淹没压力平衡管2的下端。如此反复，始终保证反应堆压力容器7处于淹没状态，而不存在冷却水的流失，也无需人为干预。

Claims (3)

1.非能动堆外冷却系统，其特征是：包括储水罐、隔离水池、反应堆堆坑、反应堆压力容器，储水罐位于隔离水池的上方，两者之间通过注水管和压力平衡管相连通，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管相通，压力平衡管的上端位于储水罐上部的气空间内，压力平衡管的下端位于隔离水池内，且压力平衡管下端的所在高度高于反应堆压力容器的高度，注水管的上端与储水罐的最低点相连通，注水管的下端位于隔离水池内，且注水管下端的所在高度低于压力平衡管的下端。

2.根据权利要求1所述的非能动堆外冷却系统，其特征是：注水管的下端出水口位置采用S形设计，且其端部向下。

3.根据权利要求1所述的非能动堆外冷却系统，其特征是：注水管上设置控制阀。