CN104979024B - 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法 - Google Patents

浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法 Download PDF

Info

Publication number
CN104979024B
CN104979024B CN201510257719.8A CN201510257719A CN104979024B CN 104979024 B CN104979024 B CN 104979024B CN 201510257719 A CN201510257719 A CN 201510257719A CN 104979024 B CN104979024 B CN 104979024B
Authority
CN
China
Prior art keywords
water
blood pressure
water filling
pressure lowering
area
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201510257719.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104979024A (zh
Inventor
邓坚
丁书华
向清安
张渝
余红星
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201510257719.8A priority Critical patent/CN104979024B/zh
Publication of CN104979024A publication Critical patent/CN104979024A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104979024B publication Critical patent/CN104979024B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；还设置有降压水箱，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区，卸压管A上设置有控制阀A，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C。

Description

浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法
技术领域
本发明涉及浮动核电站的降压安全领域，具体是浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法。
背景技术
浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站。浮动核电站的抗震能力更强，受到地震、火山喷发等自然灾害的影响更小。浮动核电站漂浮在大海上，灵活性好，可以向海外孤岛、石油钻井平台等提供热水、淡水、电力。但是由于浮动核电站建造在大海上，没有外部电源，一旦自身发电系统故障，能动的设备将无法正常运行。因此特别需要采用非能系统带出堆芯热量、缓解事故后果。
浮动核电站设计紧凑，堆舱安全屏障难以布置水箱，而在船舱中布置的水箱容量也有限。因此需要设计紧凑合理的非能动降压注水冷却系统，以实现严重事故工况下压力容器、堆舱卸压，并依靠重力驱动实现向压力容器和堆舱注水，通过非能动方式把堆芯热量带到海水中。
发明内容
本发明的主要目的是提供一种浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法，通过设置非能动降压注水冷却系统，实现严重事故工况的早期事故缓解，缓解堆芯熔化后果，可以大大降低堆芯熔化概率以及安全屏障失效概率。
本发明的实现方案如下：浮动核电站非能动降压注水冷却系统，包括壳体，壳体内设置有堆舱，堆舱内设置有压力容器，压力容器内设置有堆芯和稳压器，压力容器的下封头与堆舱的堆舱底部之间形成外流道；壳体内还设置有降压水箱，降压水箱内设置有隔板，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区，卸压管A上设置有控制阀A，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C(14)；降压水箱内设置有冷却液。
堆舱顶部通过卸压管B与公共管X连通；卸压管B上设置有控制阀B和止回阀B；外流道通过注水管D与公共管Y连通，注水管D上设置有控制阀D和止回阀D。
上述各个止回阀的作用如下：止回阀X防止喷洒区内的冷却液流入公共管X内；止回阀C防止压力容器内的热液流入注水区内；止回阀B防止稳压器内的冷却液流入堆舱内；止回阀D防止堆腔底部的流体进入注水区内。
本发明的设计原理为：浮动核电站发展到严重事故工况后，堆芯的出口流体温度达到设计定值（如650℃）时，操纵员可通过设置的非能动降压注水冷却系统中的压力容器降压子系统对一回路快速卸压，通过压力容器注水子系统实现非能动压力容器注水以淹没堆芯。堆芯淹没后，压力容器注水子系统与压力容器卸压子系统构成非能动带热循环将堆芯余热导出到降压水箱。
在严重事故处理过程中，发生堆舱超压后，操纵员可通过设置的非能动降压注水冷却系统中的堆舱降压子系统对堆舱卸压，通过堆舱注水子系统实现非能动堆舱注水以淹没压力容器。压力容器的下封头淹没后，堆舱注水子系统与堆舱卸压子系统构成非能动带热循环将压力容器的底部导热量导出到降压水箱。
来自压力容器内带热循环或堆舱内带热循环的堆芯余热导出到降压水箱后，通过降压水箱-海水非能动换热子系统最终排到海水。以实现长期导出堆芯热量，减轻事故后果，大大降低堆芯熔化概率以及堆舱安全屏障失效概率。
本系统主要包括压力容器卸压子系统、压力容器注水子系统、堆舱卸压子系统、堆舱注水子系统、降压水箱-海水非能动换热子系统、以及操纵员接口。操纵员接口控制各个子系统中的控制。
压力容器卸压子系统包括与稳压器连通的卸压管A、与卸压管A连通的公共管X，还包括设置在卸压管A上的控制阀A和设置在公共管X上的止回阀X。
压力容器注水子系统包括与压力容器下降区连通的注水管C、与注水管C连通的公共管Y，还包括设置在注水管C上设置的止回阀C和控制阀C。
堆舱卸压子系统包括与压力容器连通的卸压管B、与卸压管B连通的公共管X，还包括设置在卸压管B上的控制阀B。
堆舱注水子系统包括与外流道连通的注水管D，与注水管D连通的公共管Y，还包括设置在注水管D上的控制阀D和止回阀D。
降压水箱内设置有隔板，隔板将降压水箱分为喷洒区和注水区，喷洒区和注水区在降压水箱的底部区域连通；还包括设置在壳体外部的冷水侧换热器，冷水侧换热器的换热器进水管与喷洒区的顶部区域连通，冷水侧换热器的换热器出水管与注水区连通，这样设置有利于降压水箱与海水侧换热器的流体自然循环流动。
本发明利用冷热流体的密度差和位差产生的自然驱动力获得循环动力长期导出堆芯余热，可大大降低堆芯熔化概率以及堆舱安全屏障失效概率，具有国际领先的技术水平。
具体循环过程如下：
浮动核电站发展到严重事故工况，操纵员根据堆芯出口流体温度达到设计定值（如650℃）的信息，通过开启控制阀A，启动非能动降压注水冷却系统中的压力容器降压子系统对压力容器卸压；通过开启控制阀C，启动压力容器注水子系统实现非能动压力容器注水以淹没堆芯。堆芯淹没后，压力容器注水子系统与压力容器卸压子系统构成非能动带热循环将堆芯余热导出到降压水箱。
在严重事故处理过程中，操纵员发现堆舱超压后，可通过开启控制阀B，启动非能动降压注水冷却系统中的堆舱降压子系统对堆舱卸压；通过开启控制阀D启动堆舱注水子系统实现非能动堆舱注水以淹没压力容器，压力容器的下封头被淹没后，堆舱注水子系统与堆舱卸压子系统构成非能动带热循环将压力容器的底部热量导出到降压水箱。
来自压力容器内带热循环或堆舱内带热循环的堆芯余热导出到降压水箱后，降压水箱内的冷却液将被加热，冷却液的密度会降低，其密度将低于冷水侧换热器内水的密度，冷水侧换热器设置在海水或湖水中，在重力的作用下此密度差将驱动降压水箱内的水通过冷水侧换热器的换热器进水管进入冷水侧换热器，在冷水侧换热器内被冷却后再通过海水侧换热器的换热器出水管流入降压水箱，最终实现热量导入到海水，实现堆芯余热的长期稳定排出，期间降压水箱的压力将由降压水箱顶部设置的超压卸压管以及设置在超压卸压管上的压力控制阀进行控制。
所述公共管X延伸进喷洒区的一端设置有喷洒器。
换热器进水管和换热器出水管都设置有阀门。
壳体内的所有运行工况的最低吃水线为吃水线D，冷水侧换热器位于吃水线D以下，以利于降压水箱与海水侧换热器的流体自然循环流动。
降压水箱顶部设置有超压卸压管，超压卸压管延伸到壳体外部，超压卸压管上设置有压力控制阀和止回阀。
超压卸压管延伸到壳体外部的一端设置有喷洒装置。
浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，包括所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，当堆芯的出口流体温度达到设计定值时，打开控制阀A通过卸压管A和公共管X对压力容器卸压，同时打开控制阀C，注水区的冷却液经过公共管Y和注水管C进入压力容器，冷却液淹没堆芯，堆芯淹没后，压力容器内的冷却液和降压水箱的冷却液流动循环构成非能动带热循环，将堆芯余热导出到降压水箱。
浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，当堆舱超压后，打开控制阀B，通过卸压管B和公共管X对堆舱卸压，同时打开控制阀D，注水区的冷却液经过公共管Y和注水管D进入堆舱底部，淹没压力容器的下封头，进入堆舱内的冷却液和注水区的冷却液流动循环构成非能动带热循环将压力容器的底部热量导出到降压水箱。
降压水箱设置正常水位A、注水开始水位B和注水最低水位C，正常水位A高于注水开始水位B，注水开始水位B高于注水最低水位C，当降压水箱水位大于注水开始水位B时，注水区开始向压力容器或/和堆舱注水，当降压水箱水位小于注水最低水位C时注水区停止向压力容器或/和堆舱注水；注水最低水位C高于或等于隔板的最上端。
本发明的优点在于：可实现堆芯余热的长期稳定排出，降低堆芯熔化概率以及堆舱失效概率。
附图说明
图1为本发明的系统结构图。
图中的附图标记分别表示为：1、堆舱底部；2、外流道；3、压力容器下降区；4、压力容器；5、堆舱；6、稳压器；7、控制阀A；8、控制阀B；9、喷洒器；10、降压水箱；11、压力控制阀；12、冷水侧换热器；13、壳体；14、控制阀C；15、控制阀D；16、隔板；121、换热器进水管；122、换热器出水管；161、喷洒区；162、注水区；17、堆芯。
具体实施方式
实施例1
如图1所示。
浮动核电站非能动降压注水冷却系统，包括壳体13，壳体13内设置有堆舱5，堆舱5内设置有压力容器4，压力容器内设置有堆芯17和稳压器6，压力容器4的下封头与堆舱5的堆舱底部1之间形成外流道2；壳体13内还设置有降压水箱10，降压水箱10内设置有隔板16，隔板16将降压水箱10分为喷洒区161和注水区162，喷洒区161和注水区162在降压水箱10的底部区域连通；还包括设置在壳体13外部的冷水侧换热器12，冷水侧换热器12的换热器进水管121与喷洒区161的顶部区域连通，冷水侧换热器12的换热器出水管122与注水区161连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区161，卸压管A上设置有控制阀A7，公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区162，注水管C上设置有止回阀C和控制阀C14；降压水箱内设置有冷却液。
当堆芯的出口流体温度达到设计定值，如650℃时，通过开启控制阀A7，启动对压力容器卸压；通过开启控制阀C14，对压力容器注水以淹没堆芯。堆芯淹没后，系统构成非能动带热循环将堆芯余热导出到降压水箱，降压水箱内喷洒区的冷却液被加热，喷洒区内的水密度降低，由于冷水侧换热器12内的冷却液密度大、并在重力的作用下，冷水侧换热器12内的冷却液会从换热器出水管122注入到注水区161，而喷洒区161内的水会通过换热器进水管121进入冷水侧换热器12内，在冷水侧换热器12内热的冷却液与外部冷却液进行换热，达到热交换的目的，因此形成持续的降温冷却循环处理过程。在该系统中，无需外部能动设备而实现整个系统的运行。
实施例2：
在实施例1的基础上，本实施例的堆舱5顶部通过卸压管B与公共管X连通；卸压管B上设置有控制阀B8和止回阀B；外流道2通过注水管D与公共管Y连通，注水管D上设置有控制阀D15和止回阀D。
同理，当堆舱的压力过大时，通过开启控制阀B8，启动对堆舱卸压；通过开启控制阀D15，对堆舱注水以淹没压力容器。压力容器的下封头区域淹没后，系统构成非能动带热循环将压力容器余热导出到降压水箱，降压水箱内喷洒区的冷却液被加热，喷洒区内的水密度降低，由于冷水侧换热器12内的冷却液密度大、并在重力的作用下，冷水侧换热器12内的冷却液会从换热器出水管122注入到注水区161，而喷洒区161内的水会通过换热器进水管121进入冷水侧换热器12内，在冷水侧换热器12内热的冷却液与外部冷却液进行换热，达到热交换的目的，因此形成持续的降温冷却循环处理过程，在该系统中，无需外部能动设备而实现整个系统的运行。
在上述2个实施例中，上述各个止回阀的作用如下：止回阀X防止喷洒区内的冷却液流入公共管X内；止回阀C防止内的压力容器内的热液流入注水区内；止回阀B防止喷洒区内的冷却液流入堆舱5内；止回阀D防止内的外流道内的热液流入注水区内。
在上述2个实施例中，本发明的设计原理为：浮动核电站发展到严重事故工况后，堆芯的出口流体温度达到设计定值，如650℃时，操纵员可通过设置的非能动降压注水冷却系统中的压力容器降压子系统对一回路快速卸压，通过压力容器注水子系统实现非能动压力容器注水以淹没堆芯。堆芯淹没后，压力容器注水子系统与压力容器卸压子系统构成非能动带热循环将堆芯余热导出到降压水箱。
在上述2个实施例中，在严重事故处理过程中，发生堆舱超压后，操纵员可通过设置的非能动降压注水冷却系统中的堆舱降压子系统对堆舱卸压，通过堆舱注水子系统实现非能动堆舱注水以淹没压力容器。压力容器的下封头淹没后，堆舱注水子系统与堆舱卸压子系统构成非能动带热循环将压力容器的底部导热量导出到降压水箱。
在上述2个实施例中，来自压力容器内带热循环或堆舱内带热循环的堆芯余热导出到降压水箱后，通过降压水箱-海水非能动换热子系统最终排到海水。以实现长期导出堆芯热量，减轻事故后果，大大降低堆芯熔化概率以及堆舱安全屏障失效概率。
在上述2个实施例中，本系统主要包括压力容器卸压子系统、压力容器注水子系统、堆舱卸压子系统、堆舱注水子系统、降压水箱-海水非能动换热子系统、以及操纵员接口。操纵员接口控制各个子系统中的控制。
压力容器卸压子系统包括与稳压器连通的卸压管A、与卸压管A连通的公共管X，还包括设置在卸压管A上的控制阀A和设置在公共管X上的止回阀X。
压力容器注水子系统包括与压力容器下降区连通的注水管C、与注水管C连通的公共管Y，还包括设置在注水管C上设置的止回阀C和控制阀C14。
堆舱卸压子系统包括与压力容器连通的卸压管B、与卸压管B连通的公共管X，还包括设置在卸压管B上的控制阀B。
堆舱注水子系统包括与外流道2连通的注水管D，与注水管D连通的公共管Y，还包括设置在注水管D上的控制阀D15和止回阀D。
降压水箱10内设置有隔板16，隔板16将降压水箱10分为喷洒区161和注水区162，喷洒区161和注水区162在降压水箱10的底部区域连通；还包括设置在壳体13外部的冷水侧换热器12，冷水侧换热器12的换热器进水管121与喷洒区161的顶部区域连通，冷水侧换热器12的换热器出水管122与注水区161连通，这样设置有利于降压水箱与海水侧换热器的流体自然循环流动。
本发明利用冷热流体的密度差和位差产生的自然驱动力获得循环动力长期导出堆芯余热，可大大降低堆芯熔化概率以及堆舱安全屏障失效概率，具有国际领先的技术水平。
具体循环过程如下：
浮动核电站发展到严重事故工况，操纵员根据堆芯出口流体温度达到设计定值，如650℃的信息，通过开启控制阀A7，启动非能动降压注水冷却系统中的压力容器降压子系统对压力容器卸压；通过开启控制阀C14，启动压力容器注水子系统实现非能动压力容器注水以淹没堆芯。堆芯淹没后，压力容器注水子系统与压力容器卸压子系统构成非能动带热循环将堆芯余热导出到降压水箱。
在严重事故处理过程中，操纵员发现堆舱超压后，可通过开启控制阀B8，启动非能动降压注水冷却系统中的堆舱降压子系统对堆舱卸压；通过开启控制阀D15启动堆舱注水子系统实现非能动堆舱注水以淹没压力容器，压力容器的下封头被淹没后，堆舱注水子系统与堆舱卸压子系统构成非能动带热循环将压力容器的底部热量导出到降压水箱。
来自压力容器内带热循环或堆舱内带热循环的堆芯余热导出到降压水箱后，降压水箱内的冷却液将被加热，冷却液的密度会降低，其密度将低于冷水侧换热器内水的密度，冷水侧换热器设置在海水或湖水中，在重力的作用下此密度差将驱动降压水箱内的水通过冷水侧换热器的换热器进水管121进入冷水侧换热器，在冷水侧换热器内被冷却后再通过海水侧换热器的换热器出水管流入降压水箱，最终实现热量导入到海水，实现堆芯余热的长期稳定排出，期间降压水箱的压力将由降压水箱顶部设置的超压卸压管以及设置在超压卸压管上的压力控制阀11进行控制。
所述公共管X延伸进喷洒区的一端设置有喷洒器9。
换热器进水管121和换热器出水管122都设置有阀门。
壳体13内的所有运行工况的最低吃水线为吃水线D，冷水侧换热器位于吃水线D以下，以利于降压水箱与海水侧换热器的流体自然循环流动。
降压水箱10顶部设置有超压卸压管，超压卸压管延伸到壳体外部，超压卸压管上设置有压力控制阀11和止回阀。
超压卸压管延伸到壳体外部的一端设置有喷洒装置。
实施例3
浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，包括所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，当堆芯的出口流体温度达到设计定值时，打开控制阀A7通过卸压管A和公共管X对压力容器卸压，同时打开控制阀C，注水区162的冷却液经过公共管Y和注水管C进入压力容器，冷却液淹没堆芯，堆芯淹没后，压力容器内的冷却液和降压水箱的冷却液流动循环构成非能动带热循环，将堆芯余热导出到降压水箱。
实施例4
浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，当堆舱超压后，打开控制阀B8，通过卸压管B和公共管X对堆舱卸压，同时打开控制阀D15，注水区162的冷却液经过公共管Y和注水管D进入堆舱底部，淹没压力容器的下封头，进入堆舱内的冷却液和注水区162的冷却液流动循环构成非能动带热循环将压力容器的底部热量导出到降压水箱。
降压水箱设置正常水位A、注水开始水位B和注水最低水位C，正常水位A高于注水开始水位B，注水开始水位B高于注水最低水位C，当降压水箱水位大于注水开始水位B时，注水区162开始向压力容器或/和堆舱注水，当降压水箱水位小于注水最低水位C时注水区162停止向压力容器或/和堆舱注水；注水最低水位C高于或等于隔板的最上端。
如上所述，则能很好的实现本发明。

Claims (10)

1.浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：包括壳体（13），壳体（13）内设置有堆舱（5），堆舱（5）内设置有压力容器（4），压力容器内设置有堆芯（17）和稳压器（6），压力容器（4）的下封头与堆舱（5）的堆舱底部（1）之间形成外流道（2）；壳体（13）内还设置有降压水箱（10），降压水箱（10）内设置有隔板（16），隔板（16）将降压水箱（10）分为喷洒区（161）和注水区（162），喷洒区（161）和注水区（162）在降压水箱（10）的底部区域连通；还包括设置在壳体（13）外部的冷水侧换热器（12），冷水侧换热器（12）的换热器进水管（121）与喷洒区（161）的顶部区域连通，冷水侧换热器（12）的换热器出水管（122）与注水区（161）连通；稳压器依次通过卸压管A、公共管X连通到喷洒区（161），卸压管A上设置有控制阀A（7），公共管X上设置有止回阀X，压力容器下降区依次通过注水管C、公共管Y连通到注水区（162），注水管C上设置有止回阀C和控制阀C（14）；降压水箱内设置有冷却液。
2.根据权利要求1所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：堆舱（5）顶部通过卸压管B与公共管X连通；卸压管B上设置有控制阀B（8）和止回阀B；外流道（2）通过注水管D与公共管Y连通，注水管D上设置有控制阀D（15）和止回阀D。
3.根据权利要求1或2所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：所述公共管X延伸进喷洒区的一端设置有喷洒器（9）。
4.根据权利要求1或2所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：换热器进水管（121）和换热器出水管（122）都设置有阀门。
5.根据权利要求1或2所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：壳体（13）内的所有运行工况的最低吃水线为吃水线D，冷水侧换热器位于吃水线D以下。
6.根据权利要求1或2所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：降压水箱（10）顶部设置有超压卸压管，超压卸压管延伸到壳体外部，超压卸压管上设置有压力控制阀（11）和止回阀。
7.根据权利要求6所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，其特征在于：超压卸压管延伸到壳体外部的一端设置有喷洒装置。
8.浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，包括权利要求1所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，当堆芯的出口流体温度达到设计定值时，打开控制阀A（7）通过卸压管A和公共管X对压力容器卸压，同时打开控制阀C，注水区（162）的冷却液经过公共管Y和注水管C进入压力容器，冷却液淹没堆芯，堆芯淹没后，压力容器内的冷却液和降压水箱的冷却液流动循环构成非能动带热循环，将堆芯余热导出到降压水箱。
9.根据权利要8所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，还包括权利要求2所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统，当堆舱超压后，打开控制阀B（8），通过卸压管B和公共管X对堆舱卸压，同时打开控制阀D（15），注水区（162）的冷却液经过公共管Y和注水管D进入堆舱底部，淹没压力容器的下封头，进入堆舱内的冷却液和注水区（162）的冷却液流动循环构成非能动带热循环将压力容器的底部热量导出到降压水箱。
10.根据权利要8或9所述的浮动核电站非能动降压注水冷却系统的运行方法，其特征在于：降压水箱设置正常水位A、注水开始水位B和注水最低水位C，正常水位A高于注水开始水位B，注水开始水位B高于注水最低水位C，当降压水箱水位大于注水开始水位B时，注水区（162）开始向压力容器或/和堆舱注水，当降压水箱水位小于注水最低水位C时注水区（162）停止向压力容器或/和堆舱注水；注水最低水位C高于或等于隔板的最上端。
CN201510257719.8A 2015-05-20 2015-05-20 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法 Active CN104979024B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510257719.8A CN104979024B (zh) 2015-05-20 2015-05-20 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510257719.8A CN104979024B (zh) 2015-05-20 2015-05-20 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104979024A CN104979024A (zh) 2015-10-14
CN104979024B true CN104979024B (zh) 2017-04-05

Family

ID=54275459

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510257719.8A Active CN104979024B (zh) 2015-05-20 2015-05-20 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104979024B (zh)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107833641A (zh) * 2017-10-10 2018-03-23 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种船用压水堆海水冷却二次侧非能动余热排出系统
CN108597630B (zh) * 2018-04-26 2021-05-28 中国核动力研究设计院 一种核电厂全压非能动重力注入系统
CN112053791B (zh) * 2020-09-15 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的无时限非能动联合排热系统
CN112259275B (zh) * 2020-10-19 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种电磁屏蔽环境下通信系统及通信方法
CN113205893B (zh) * 2021-04-02 2022-03-22 中国核电工程有限公司 一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及系统
CN113421663B (zh) * 2021-06-18 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种适用于压水堆核电厂的自然循环冷却方法

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08201559A (ja) * 1995-01-30 1996-08-09 Toshiba Corp 原子炉格納容器の冷却装置
CN101079333B (zh) * 2006-05-26 2010-07-14 中国核动力研究设计院 核反应堆非能动多功能池式稳压系统
CN201689688U (zh) * 2010-06-04 2010-12-29 中科华核电技术研究院有限公司 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统
CN201946323U (zh) * 2011-01-05 2011-08-24 中科华核电技术研究院有限公司 一种用于核电站的应急给水系统
CN202549317U (zh) * 2012-02-29 2012-11-21 上海核工程研究设计院 核反应堆的非能动安全注射系统
KR101434532B1 (ko) * 2012-07-12 2014-08-27 한국원자력연구원 안전주입탱크를 이용한 피동안전주입계통
CN103928062B (zh) * 2013-01-14 2017-03-01 上海核工程研究设计院 一种自充压堆芯补水系统
CN203366752U (zh) * 2013-07-31 2013-12-25 中科华核电技术研究院有限公司 非能动压水堆降压系统
CN103903659B (zh) * 2014-03-28 2016-08-03 哈尔滨工程大学 浮动核电站非能动余热排出系统
CN204242601U (zh) * 2014-11-19 2015-04-01 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全冷却系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN104979024A (zh) 2015-10-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104979024B (zh) 浮动核电站非能动降压注水冷却系统及其运行方法
CN107293341B (zh) 池式反应堆
CN103903659B (zh) 浮动核电站非能动余热排出系统
KR101242746B1 (ko) 원자력 발전소의 격납건물 외부 통합피동안전계통 시스템
CN106104701A (zh) 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统
CN104658620B (zh) 一种用于池式液态重金属冷却反应堆的主回路循环装置
CN103440891B (zh) 乏燃料水池非能动补水喷淋系统
CN105719706A (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN103247356A (zh) 原子能发电站的水喷射余热排除系统
CN107093474A (zh) 反应堆专设安全系统热工水力综合性能模拟器
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN204496934U (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN107093473B (zh) 一种核反应堆用余热排出系统
CN202332312U (zh) 利用非能动换热预防反应堆压力容器熔穿的应急保护装置
CN109273112A (zh) 一种反重力方向流动的直接冷却非能动余热排出系统
CN102280155A (zh) 一种非能动乏燃料贮存池水位控制及余热排出装置
CN105546901B (zh) 储油罐冷却系统
CN107256727A (zh) 一种核反应堆冷却系统
CN207529679U (zh) 一种安全注入系统及核电系统
Chun et al. Safety evaluation of small-break LOCA with various locations and sizes for SMART adopting fully passive safety system using MARS code
CN108877966A (zh) 一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统
CN207337942U (zh) 用于核动力系统的安注箱
CN204029394U (zh) 非能动堆外冷却系统
CN105489256A (zh) 核电站严重事故反应堆长期水源非能动pH值调节系统及方法
JP6305937B2 (ja) 潜水または水中発電モジュール

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant