CN106158055B - 操作台区隔和核电厂 - Google Patents

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Abstract

操作台区隔的一个实施例，包括：操作台，围绕操作台的侧壁，设置在侧壁上部上的天花板，反应堆井，燃料池，干燥器和分离器坑，设置在侧壁上的设备舱口，设置在侧壁上的气锁，以及设置在贯通部内的隔离阀。操作台区隔形成具有耐压性和防泄漏功能的压力边界，经由密闭壳顶盖与密闭壳接触并且与反应堆建筑的设备区域分离，并且没有防爆板。

Description

操作台区隔和核电厂
技术领域
本发明的实施例涉及操作台区隔和核电厂。
背景技术
将参照图9-12概述常规沸水核电厂及其操作层截面。
图9是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑100的配置示例的立面图(对应于图10沿箭头IX-IX的截面图)。
此处示出的示例基于已知的工厂例如ABWR。反应堆建筑100包括基垫101、侧壁102和天花板103。基垫101由钢筋混凝土制成并且有若干米厚；其底面基本上为正方形。反应堆建筑100的内部主要被操作台15粗略地分隔为上下部分。包括操作台15的上部空间被称为操作台区域104，操作台15下面的下部空间被称为设备区域105。在 ABWR的情形下，操作台区域侧壁104a被设置为比设备区域侧壁105a 更靠近内侧。设备区域侧壁105a的厚度不均匀，下部厚而上部薄。在设备区域105内部设置密闭壳(containment vessel，也称安全壳)3。密闭壳3是圆筒形的(参照图12)。
如图9所示，芯1容纳在反应堆压力壳2内。反应堆压力壳2容纳在密闭壳3内。密闭壳3内部被划分为干井4和湿井5，干井4容纳反应堆压力壳2。干井4和湿井5构成密闭壳3的部分。在湿井5 内部形成抑制水池6。在抑制水池6上部形成湿气相部7。干井4和湿井5的外壁被一体化以形成密闭壳3的圆筒形外壁部分(参见图12)。干井4的天花板部分是平坦的并且被称为干井4的顶板4a。
在密闭壳3的顶部设置钢制的密闭壳顶盖9。密闭壳顶盖9经由凸缘10连接于密闭壳3，凸缘10允许在加燃料时使密闭壳顶盖9分离。密闭壳顶盖9的外周部被反应堆井11围绕。反应堆井11是通过以围绕密闭壳顶盖9的方式从密闭壳3向上延伸的侧壁12和连接于侧壁12下端且支撑侧壁12的基部13形成的空间。在钢筋混凝土密闭壳 (RCCV)的情形下，基部13构成密闭壳3的一部分。在钢制密闭壳的情形下，基部13构成围绕钢制密闭壳的屏蔽混凝土的部分。典型地，反应堆井11的水平截面是圆形的。可选地，反应堆井11的水平截面可为椭圆形或多边形。侧壁12和基部13是由钢筋混凝土制成的坚固结构并且为两米或更厚。在反应堆井11的内表面上已经设有钢制内衬 (未示出)从而确保不漏。
如图9所示，中空的圆筒形底座61通过RPV(反应堆压力壳) 裙部62和RPV支撑部63来支撑反应堆压力壳2。对于底座61来说，具有多种结构，例如由钢或混凝土或钢筋混凝土复合材料制成的那些结构。底座61的内部空间或干井4的位于反应堆压力壳2下面且被底座61的圆筒形壁围绕的空间被称为底座腔64。在ABWR的RCCV的情形下，由于底座61的圆筒形壁构成湿井5与干井4之间的边界壁，该空间特别被称为下部干井65。在ABWR的RCCV的情形下，干井 4的上部空间(除下部干井65之外)被称为上干井66。
干井4和抑制水池6经由冷却剂丧失事故(Loss of Coolant Accident，简称LOCA)通风管8连接。例如，尽管待装配的LOCA通风管8的数量是10个(参见图12)，但图9和11是截面图并且仅示出两个通风管。LOCA通风管8具有浸没在抑制水池6的池水中的水平通风管8a。LOCA通风管8在池水中开口。在RCCV的情形下，每个LOCA 通风管8具有在竖直方向上配置的三个水平通风管8a。在RCCV的情形下，LOCA通风管8如此装配从而穿过底座61的圆筒形壁。因此，在RCCV的情形下，底座61的圆筒形壁也被称为通风壁。通风壁由钢筋混凝土制成并且厚度约为1.7米；通风壁的内和外表面由钢制成。 LOCA通风管8和底座61构成密闭壳3的部分。
如图9所示，设置可打开的设备舱口35从而设备能够进出密闭壳 3。当设备舱口35关闭时设备舱口35具有与密闭壳3相同水平的耐压性和气密性。此外，设置气锁36以使操作者能够进入和离开密闭壳3。通常气锁36具有带连锁的两个门，防止门同时打开。气锁36具有与密闭壳3相同水平的耐压性和气密性。图9仅示出设备舱口35和气锁 36装配在上干井66内。但是，设备舱口35和气锁36也设置在湿井5 和下部干井65内。
密闭壳3根据其材料具有典型的种类，例如钢制密闭壳、钢筋混凝土密闭壳(RCCV)、预应力混凝土密闭壳(PCCV)、钢筋混凝土复合材料(SC复合物)密闭壳(SCCV)等。在RCCV或PCCV的情形下，钢制内衬已被衬在内表面上。图9和11示出RCCV的示例。尽管图9和11是立面图，但RCCV的外壁部分是圆筒形的(参见图12)。
在沸水反应堆的情形下，在正常操作期间密闭壳3的氛围气是氮气惰化的从而氧浓度保持较低。
图10是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑100的操作台区域104 附近部分的配置的平面图。在操作台区域104内，设置反应堆井11、燃料池20以及干燥器和分离器坑30。图11是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑100的配置示例的立面图(对应于图10沿箭头XI-XI的截面图)。该图中所示的与图9相同但旋转了90度。如图11所示，操作台区域侧壁104b位于与设备区域侧壁105b相同的平面上。反应堆井 11、燃料池20以及干燥器和分离器坑30如此设置从而从操作台15向下延伸。
在常规操作期间，屏蔽塞(未示出)被设置在反应堆井11之上。屏蔽塞阻挡了当反应堆运行时产生的辐射。屏蔽塞可在加燃料时被移除。
如图10和11所示，燃料池20设置在操作台区域104内。围绕燃料池20的侧壁21由钢筋混凝土制成并且厚度约为2米。燃料池20 的地板22也由钢筋混凝土制成，并且厚度约为2.4米。地板22形成为阶梯模式，并且地板22的一部分被共用为密闭壳3的顶板4a。在燃料池20的内表面上，已经衬有钢制衬垫(未示出)以确保气密性。这样，燃料池20的结构是坚固的并且确保了气密性。燃料池20经由燃料池槽23与反应堆井11连通。在常规操作期间，用气密槽塞24关闭燃料池槽23。
在操作台区域104内，干燥器和分离器坑30被设置在反应堆井 11的与燃料池20的相反侧上。干燥器和分离器坑30是在加燃料时从反应堆压力壳2内部移除干燥器和湿气分离器之后用于临时存储干燥器和湿气分离器(未示出)的池。围绕干燥器和分离器坑30的侧壁 31由钢筋混凝土制成并且厚度为2米或以上。干燥器和分离器坑30 的地板32由钢筋混凝土制成并且厚度为2米或以上；地板32的一部分被共用作密闭壳3的顶板4a。在干燥器和分离器坑30的内表面上，已经衬有钢制衬垫(未示出)以确保气密性。这样，干燥器和分离器坑30的结构是坚固的并且确保了气密性。干燥器和分离器坑30与反应堆井11经由门33连通。在常规操作期间，通过可拆卸面板34关闭门33。
如图10所示，在运行的地板15上设置设备舱口106。设备舱口 106是防落下盖。当打开设备舱口106时，在操作台15内形成开口107 以允许设备移入和移出。开口107通过梯井108通往地面高度的设备存取锁109。梯井108延伸至反应堆建筑100内部的每一层110，如图 13所示。图13是示出反应堆建筑100中设备舱口106所在位置处的截面的立面图。操作台区域104与反应堆建筑100内部的每一层110 通过梯井108连通。设备舱口106不是气密的并且允许气流通过。即使设备舱口106关闭，操作台区域104因此通过梯井108与设备区域 105内部的每一层110连通。
如图10所示，在操作台区域104内，设置电梯111和楼梯112。电梯111可通过电梯井111a下降至反应堆建筑100的最底层。楼梯112 也通往反应堆建筑100的最底层。图13是示出该情形的立面图。操作台区域104在由电梯井111a和楼梯112提供的多个位置处与反应堆建筑100内部的设备区域105连通。
如图11所示，主蒸汽管线71从反应堆压力壳2延伸出干井4并且进一步穿过反应堆建筑100的侧壁。主蒸汽管线71的在干井4与反应堆建筑100的侧壁102之间的部段容纳在反应堆建筑100内。在主蒸汽管线71上设置主蒸汽管线隔离阀71a和71b；主蒸汽管线隔离阀71a位于干井4内部，主蒸汽管线隔离阀71b位于干井4外部。除了主蒸汽管线71外，在密闭壳3的贯通部37上，原则上在密闭壳3的内部和外部设置密闭壳隔离阀38a和38b。密闭壳隔离阀38a和38b 可为电动阀、空气作动阀、单向阀等，并且具有耐压性和防止泄露功能。
如图9和11所示，在操作台区域侧壁104a上，设置防爆板(blowout panels)。如果主蒸汽管线71在密闭壳32外部但在反应堆建筑100内部破裂，则大量蒸汽被释放到反应堆建筑100内。因为目的是以受控方式将蒸汽排出反应堆建筑100，故防爆板113设置在操作台区域侧壁104a上。蒸汽经由设备舱口106的梯井108、电梯井111a和楼梯 112快速地到达操作台区域104(参见图13)。蒸汽迅速地推开防爆板 113并且喷入周围环境中。防爆板被设计成在大约2psid(或大约 13.8kPa)的设定压差下打开。因此，通过操作台区域104内压力的稍微升高打开防爆板。
在设备区域105内设置重要的安全设备。因此，由钢筋混凝土制成并且厚度约为1-1.5米的设备区域侧壁105a和105b是坚固的。操作台区域侧壁104a和104b厚度约为0.3米。操作台区域天花板104c的厚度约为0.3米。包括操作台区域104的反应堆建筑100被按地震级别设计成能承受大地震并且是坚固的，但耐压性被限制用于内部增压至防爆板113的设定点之上。
参照图14说明常规沸水核电厂加燃料时的运行方法的示例。为了加燃料，首先关闭反应堆，并且反应堆内的水位被升高至反应堆压力壳2的凸缘2a的水平。从反应堆井11移除屏蔽塞(未示出)。此外，在凸缘10的位置处移除密闭壳顶盖9(参见图9和11)。随后，反应堆压力壳2内部的水位被升高使得反应堆井11被填满。
干燥器和分离器坑30的门33(参见图2)被打开从而用水填满干燥器和分离器坑30。随后，干燥器被分离且传送至干燥器和分离器坑30。随后，分离器被移除且传送至干燥器和分离器坑30。槽塞24 (参见图10)被移除从而燃料池20与反应堆井11连通。之后，废燃料从芯1被芯移至燃料池20，并且新的燃料被装填入芯1。
图14示出上述一连串步骤的一部分，或反应堆压力壳顶盖2b(参见图9和11)刚刚被移除同时反应堆压力壳2内部的水位处于凸缘2a 水平的情形。
除了存储常规运行期间产生的废燃料外，燃料池20还具有当由于反应堆压力壳2内部修理工作而必须取出芯燃料时临时存储芯燃料的任务。
将参照图15说明常规的过滤通风系统。由于Chernobyl核电厂的事故，已在欧洲的核电厂采用过滤通风系统50。由于福岛第一核电厂的事故，日本越来越多的工厂已经采用这种系统。
图15是示出如何设计常规过滤通风系统的示例的立面图。过滤通风系统50包括：存储洗涤水52的过滤通风罐51；将密闭壳3内的气体导入洗涤水52中的入口管53；以及将过滤通风罐51的气相部中的气体释放至环境的出口管54。
过滤通风罐51或类似物的装配地点不限于建筑内部。当过滤通风罐51或类似物装配在现有的反应堆处时，在很多情形下过滤通风罐 51或类似物设置在反应堆建筑100外部。同时，如果在建设期间装配过滤通风罐51或类似物，过滤通风罐51或类似物可设置在反应堆建筑100等的内部。
有这样一种类型，其中文丘里洗涤器55设置在洗涤水52下面并且气体从入口管53被导入文丘里洗涤器55。但是，文丘里洗涤器55 不是必需的。还有一种类型，其中金属纤维过滤器56设置在过滤通风罐51的气相部内。但是，金属纤维过滤器56不是必需的。
图15示出文丘里洗涤器55和金属纤维过滤器56均设置的情形。在入口管53上，作为示例，设置隔离阀57，并且并排地设置防爆盘 58。此外，常开的隔离阀59a和59b设置在防爆盘58的前面和后面。
此外，出口阀60设置在出口管54上。但是，出口阀60不是必需的。在很多情形下，使用防爆盘代替电动阀。在常规的过滤通风系统中，入口管53的一端直接连接于密闭壳3以便吸入密闭壳3内部的气体。
常规的反应堆建筑100缺乏耐压性，并且由于地震或氢爆炸所致的振动导致防爆板113被错误地打开。此外，当发生严重事故时在操作台区域104内产生氢的情况下，氢需要被主动释放到环境中以防止爆炸。严重事故发生时产生的氢包含放射性物质。这种氢的释放增加了暴露和土地污染的风险。
在加燃料时，反应堆压力壳顶盖2b和密闭壳顶盖9都被移除。如果地震和海啸导致长时间断电(SBO)随后核反应堆核心熔毁，氢和大量放射性物质会直接释放进入操作台区域104。这种情况下，关心的是当防爆板113打开时氢和放射性物质会被释放进入环境。如果已经完成芯燃料至燃料池20的传送，则无法冷却燃料池20可能增大放射性物质从损坏的燃料经由防爆板113释放进入环境的风险。尽管在密闭壳3内已经装配了过滤通风系统50，但加燃料时放射性物质将从操作台区域104经由防爆板113直接释放进入环境。因此，过滤通风系统50可能被绕过而其不起作用。
发明内容
因此，即使当加燃料时大量氢和放射性物质被释放进入操作台区域时，防止氢爆炸和大量放射性物质释放进入环境是很重要的。此外，尽管在加燃料时启动长时间断电，安全地冷却芯燃料和废燃料是很重要的。
因此本发明实施例的目的是即使从芯燃料或废燃料释放放射性物质，也要防止放射性物质泄露进入环境。
根据本发明的一个方面，提供了构成核电厂的一部分的操作台区隔。核电厂包括：容纳芯的反应堆压力壳；容纳所述反应堆压力壳的干井；湿井，所述湿井的下部容纳经由冷却剂丧失事故通风管连接于所述干井的抑制池并且所述湿井的上部包括所述湿井的气相部；至少包括所述干井、所述冷却剂丧失事故通风管和所述湿井的密闭壳；密闭壳顶盖；围绕所述密闭壳顶盖的反应堆井；设置在所述反应堆井周围的操作台；经由燃料池槽邻接于所述反应堆井的燃料池；经由门邻接于所述反应堆井的干燥器和分离器坑；主蒸汽管线；容纳所述主蒸汽管线的反应堆建筑。所述操作台区隔包括：所述操作台，围绕所述操作台的侧壁，设置在所述侧壁的上部上的天花板，所述反应堆井，所述燃料池，所述干燥器和分离器坑，设置在所述侧壁上的设备舱口，设置在所述侧壁上的气锁，以及设置在贯通部上的隔离阀。所述操作台区隔形成具有耐压性和防泄漏功能的压力边界，并且经由所述密闭壳顶盖与所述密闭壳接触且与所述反应堆建筑的设备区域分离，并且不具有防爆板。
根据本发明的另一方面，提供了一种核电厂，包括：芯；容纳所述芯的反应堆压力壳；容纳所述反应堆压力壳的干井；湿井，所述湿井的下部容纳经由冷却剂丧失事故通风管连接于所述干井的抑制池并且所述湿井的上部包括所述湿井的气相部；至少包括所述干井、所述冷却剂丧失事故通风管和所述湿井的密闭壳；密闭壳顶盖；围绕所述密闭壳顶盖的反应堆井；设置在所述反应堆井周围的操作台；经由燃料池槽邻接于所述反应堆井的燃料池；经由门邻接于所述反应堆井的干燥器和分离器坑；主蒸汽管线；容纳所述主蒸汽管线的一部分的反应堆建筑；以及操作台区隔，所述操作台区隔包括：所述操作台，围绕所述操作台的侧壁，设置在所述侧壁的上部上的天花板，所述反应堆井，所述燃料池，所述干燥器和分离器坑，设置在所述侧壁上的设备舱口，设置在所述侧壁上的气锁，以及设置在贯通部上的隔离阀，其中所述操作台区隔形成具有耐压性和防泄漏功能的压力边界，并且经由所述密闭壳顶盖与所述密闭壳接触且与所述反应堆建筑的设备区域分离，并且不具有防爆板。
根据本发明的另一方面，提供了一种核电厂，包括：容纳芯的反应堆压力壳；密闭壳，所述密闭壳在顶部处具有密闭壳顶盖，并且容纳所述反应堆压力壳，并且具有耐压性；在所述密闭壳顶端处围绕所述密闭壳顶盖的反应堆井；设置在所述反应堆井周围的操作台；围绕所述操作台的侧壁；以及设置在所述侧壁的上部上的天花板，其中通过所述反应堆井、所述操作台、所述侧壁和所述天花板以气密方式形成的操作台区隔的耐压性基本上等于或高于所述密闭壳的耐压性。
附图说明
图1是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图2沿箭头I-I的截面图)。
图2是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔的操作台附近的部分的配置的平面图。
图3是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图2沿箭头III-III的截面图)。
图4是示出根据本发明第二实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图2沿箭头I-I的截面图)。
图5是示出根据本发明第三实施例的核电厂的操作台区隔的操作台附近的部分的配置的平面图。
图6是示出根据本发明第三实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图5沿箭头VI-VI的截面图)。
图7是示出根据本发明第三实施例第一改进示例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图5沿箭头VI-VI的截面图)。
图8是示出根据本发明第三实施例第二改进示例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(对应于图5沿箭头VI-VI的截面图)。
图9是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑100的配置示例的立面图(对应于图10沿箭头IX-IX的截面图)。
图10是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑的操作台区域104附近的部分的平面图。
图11是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑的配置示例的立面图 (对应于图10沿箭头XI-XI的截面图)。
图12是示出常规沸水核电厂的反应堆建筑的配置示例的平面图。
图13是示出反应堆建筑中设备舱口所在位置处的截面的立面图 (对应于图10沿箭头XIII-XIII的截面图)。
图14是示出加燃料时常规沸水核电厂的配置示例的立面图(对应于图10沿箭头XI-XI的截面图)。
图15是常规过滤通风系统示例的截面的立面图。
具体实施方式
以下，将参照图1-8描述本发明实施例的操作台区隔以及使用该操作台区隔的核电厂。与上述常规技术相同或类似的部分以及下面所述实施例中相同或类似的部分用相同的附图标记表示并且不再赘述；仅说明主要部分。
[第一实施例]
图1是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或图2沿箭头I-I的截面图)。图2是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的平面图。图3是示出根据本发明第一实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或图2沿箭头III-III的截面图)。在如图1和3 所示的实施例中，使用被称为RCCV的密闭壳。但是，密闭壳的类型不局限于RCCV。本发明能通用于具有压力抑制功能的带有抑制水池的所有压力抑制类型的密闭壳。此外，至于材料，也可使用例如SC 复合物、钢等。
如图1所示，操作台区隔40包括操作台41、侧壁42、天花板43 和反应堆井11。操作台41、侧壁42和天花板43的材料可与密闭壳3 相同。特别地，这些部分可由钢筋混凝土、SC复合物或钢制成。在钢筋混凝土的情形下，在RCCV的情形下衬有衬垫。操作台41、侧壁 42和天花板43构成压力边界40a，其具有耐压性和防泄漏功能。耐压性至少处于与密闭壳3相同的水平。设计压力例如可为310kPa的表压力。侧壁42和天花板43没有与环境连通的防爆板。也就是说，操作台区隔40形成为以气密方式被操作台41、侧壁42、天花板43和反应堆井11所封闭。这些部分形成为使得保持操作台区隔40气密所需的耐压性至少基本上等于密闭壳3的耐压性。
如图2和3所示，在操作台41上设置燃料池20以及干燥器和分离器坑30。燃料池20以及干燥器和分离器坑30的材料可为常规的钢筋混凝土或SC复合物。在钢筋混凝土的情形下，衬有衬垫。燃料池 20以及干燥器和分离器坑30构成压力边界40a，其具有耐压性和防泄漏功能。耐压性至少与密闭壳3处于同一水平。设计压力例如可为 310kPa的表压力。操作台41没有与设备区域105连通的楼梯、电梯、电梯井或设备舱口。
如图2和3所示，具有耐压性和气密性的可打开设备舱口44设置在侧壁42上以使设备能够移入和移出操作台区隔40。例如，设备舱口44可与设置在密闭壳3上的耐压防泄漏设备舱口35(参见图9)相同。具有耐压性和气密性的可打开气锁45设置在侧壁42上以使操作者能够进出操作台区隔40。例如，气锁45可与设置在密闭壳3上的耐压防泄漏气锁36(参见图9)相同。
如图2和3所示，辅助通道建筑114设置于反应堆建筑100附近。辅助通道建筑114的每一层均经由开口(未示出)与反应堆建筑100 的设备区域105的每一层连通。电梯111和楼梯112设置在辅助通道建筑114内部以使操作者能够上楼和下楼。这使得操作者能从辅助通道建筑114的每一层通往设备区域105的每一层。操作者也能够经由气锁45进入操作台区隔40。
为了能够移入大型设备，设备舱口115和梯井(shaft)116设置在辅助通道建筑114内部。设备通道锁109设置在辅助通道建筑上。辅助起重臂(未示出)设置在辅助通道建筑114中以升起大型设备。防爆板113设置在辅助通道建筑114的侧壁上。
此外，多个气锁可设置在侧壁42上。辅助通道建筑设置在多个气锁的每个地点处。在辅助通道建筑内设置电梯和楼梯。这将改进操作者的可通过性。
在图3中，在每个贯通部46中，设置例如具有耐压性和防泄漏功能的空气调节管、隔离阀47和48。例如，隔离阀47和48可与密闭壳3的隔离阀相同。测量操作台区隔40的内部辐射水平和温度并且隔离阀47和48响应于指示高辐射水平或高温的信号而执行自动隔离。在隔离阀47和48关闭之后，操作台区隔40具有耐压性和防泄漏功能，由此密闭放射性物质。
根据本实施例的上述配置，操作台区隔40形成压力边界40a。因此，即使从芯燃料或废燃料释放放射性物质，也可防止放射性物质泄漏至环境。
[第二实施例]
图4是示出根据本发明第二实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或图2沿箭头I-I的截面图)。图4示出在加燃料操作准备期间的情形。也就是说，密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b(参见图1)都已被移除，并且反应堆中的水位与反应堆压力壳 2的凸缘2a处于相同高度。
根据本实施例，外部通风系统80被设置为使操作台区隔40内部的氛围气放出。外部通风系统80包括：贯穿操作台区隔40的压力边界40a的通风管(外部通风管)81；以及设置在通风管81上的隔离阀 (外部通风隔离阀)82a和82b。在所示示例中，通风管81的外部梢端部开口至外部空气。可选地，外部梢端部可通向主排气筒75。提供两个隔离阀82a和82b。可选地，仅提供单个阀。
根据本实施例，进一步设置操作台区隔过滤通风系统85，以便在操作台区隔40的氛围气通风期间从操作台区隔40的氛围气移除放射性物质。操作台区隔过滤通风系统85包括：设置在操作台区隔40外部的过滤通风罐51；贯穿操作台区隔40的压力边界40a且连接于过滤通风罐51的管(过滤通风管)83；以及设置在管83上的隔离阀(过滤通风隔离阀)84。
从密闭壳3延伸出的管86也连接于过滤通风罐51。因此，在正常操作期间发生严重事故时过滤通风罐51能够处理来自密闭壳3的氛围气。在管86上设置隔离阀87。在隔离阀87打开后，密闭壳3内部的氛围气能经由管86被导入过滤通风罐51中，在该处氛围气被处理。
将参照图4说明本实施例的运行和效果。如图4所示，假定密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b(参见图1)作为工厂加燃料准备的一部分被移除，并且反应堆压力壳2内的水位处于反应堆压力壳2的凸缘2a的高度处，随后由巨大的地震等触发全厂断电。在这种情形下，不可能将水喷入反应堆压力壳2，并且由于芯燃料产生的衰变热所致的高温导致反应堆内的水开始沸腾。结果，操作台区隔40充满了蒸汽，并且操作台区隔40内部的温度升高。
响应于指示反应堆水的高温(例如100摄氏度)的信号，空气调节管等的隔离阀47和48(参见图3)关闭，并且外部通风系统80的隔离阀82a和82b打开。阀的打开和关闭响应于所述信号自动地完成。可选地，由于时间富余，可手动完成阀的打开和关闭。通过来自替代电源或替代供氮设备的动力来驱动阀，替代电源被独立地设置用于处理严重事故。
结果，由反应堆的水沸腾所致的大量蒸汽通过外部通风系统80 被释放至环境。此时，操作台区隔40的所有空气或氛围气随着反应堆的蒸汽被释放至环境。结果，在特定时间段之后，操作台区隔40内部的所有氛围气被蒸汽所替代。如果操作台区隔40的自由空间体积约为 40000m3，则在1350MWe ABWR的情形下约要花六个小时才能用蒸汽全部替换操作台区隔40内部的氛围气。蒸汽的产生导致反应堆水位的降低。但是，在该阶段，水位仍然充分地高于芯1的上端之上，并且芯1因此被反应堆的水所冷却。
大约5小时之后，当水位下降到反应堆中的水位接近芯1的顶端时，触发反应堆水位的“低-低”信号。响应于反应堆水位的“低-低”信号，外部通风系统80自动地关闭，同时操作台区隔过滤通风系统 85的隔离阀84打开。由于有充足的时间打开或关闭阀，可手动进行操作。
大约在又一个小时之后，或大约12小时之后，由于开始全厂断电，暴露了芯1的顶端，导致芯的损坏。之后，由于金属-水反应产生大量氢，并且从芯燃料释放放射性物质。氢被迅速地传送至操作台区隔40。在该阶段，操作台区隔40的所有氛围气是蒸汽而没有氧。因此，不发生爆炸。通过已打开的操作台区隔过滤通风系统85处理由芯燃料产生的氢和放射性物质；大部分放射性物质被移除，并且仅少量有限的放射性物质和氢被释放至环境。
如上所述，根据本实施例，即使堆芯熔毁发生在作为加燃料工作的准备部分当密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b(参见图1)被移除时，也可防止氢的爆炸和放射性物质释放至环境。
在停机之后需要花费一天以上移除密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b。在该时期期间，大部分放射性稀有气体衰变。因此，即使从操作台区隔过滤通风系统85释放操作台区隔40的氛围气，这也不会导致过多的剂量暴露，因为放射性稀有气体的数量已经减少了。操作台区隔过滤通风系统85的管83的入口配置在操作台区隔40的天花板 43附近。该配置确保了累积在操作台区隔40上部的氢被释放至外部。
在大约16小时过后，由于开始全厂断电，发生已知的迁移 (relocation)现象：熔融的芯燃料移动至反应堆压力壳2的底部。反应堆水仍然处于反应堆压力壳2的底部。因此，熔融的芯的迁移导致产生蒸汽，因为反应堆中剩余的水被快速地加热。蒸汽移动至操作台区隔40并且从操作台过滤通风系统85释放出。在该过程期间，操作台区隔40内剩余的氢连同蒸汽全部释放至环境中，并且操作台区隔 40的氛围气被蒸汽完全替换。因此，即使长时间里由于任意原因使得包括氧的外部空气流入操作台区隔40，该配置也可完全消除操作台区隔40内部氢爆炸的可能性。
这样，本实施例利用在严重事故时来自物理现象的能量来消除在操作台区域104内氢爆炸的可能性，以及过量的放射性物质释放至环境的可能性。
[第三实施例]
图5是示出根据本发明第三实施例的核电厂的操作台区隔的操作台附近的部分的配置的平面图。图6是示出根据本发明第三实施例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或图5沿箭头VI-VI 的截面图)。图6示出加燃料准备工作的情形。也就是说，密闭壳顶盖 9和反应堆压力壳顶盖2a(参见图1)已被移除。
如图5所示，本实施例包括配置在反应堆井11与燃料池20之间的反应堆井溢出部段(overflow section)14；设置在燃料池20上的燃料池溢出部段25；以及设置在操作台区隔40内部以便在一部分操作台41内形成凹陷的操作台排水坑16(参见图6)。
反应堆井溢出部段14是配置在反应堆井11的上端附近的排水通道或管。燃料池溢出部段25是配置在燃料池20上端附近的排水通道或管。
如图6所示，本实施例进一步包括排水管17，其一端在操作台排水坑16内开口并且另一端连接于湿井5；设置在排水管17上的隔离阀(排水隔离阀)18；连接通风管88，其一端开口至操作台区隔40 的氛围气并且另一端连接于密闭壳3；以及设置在连接通风管88上的隔离阀(连接通风隔离阀)89。操作台区隔40内部连接通风管88的开口位于比操作台排水坑16内部排水管17开口更高处。此外，本实施例包括替代给水系统90，全厂断电的情形下其使用抑制水池6的池水作为水源供水至反应堆压力壳2；以及替代电源91。替代给水系统 90包括管92和隔离阀93。
将参照图5和6说明本实施例的运行和效果。假定作为工厂加燃料准备工作的一部分，密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b都被移除，并且反应堆内的水位处于反应堆压力壳2的凸缘2a的高度处，随后通过巨大的地震等触发全厂断电(参见图4)。在这种情形下，不可能将水喷入反应堆压力壳2，并且反应堆内的水由于芯燃料产生的衰变热所致的高温而开始沸腾。
结果，操作台区隔40充满了蒸汽，操作台区隔40内部的温度升高。响应于指示反应堆水的高温(例如100摄氏度)的信号，空气调节管等的隔离阀47和48(参见图3)关闭，同时外部通风系统80的隔离阀82a和82b打开。阀的打开和关闭响应于所述信号自动地完成。可选地，由于时间充足，可手动完成阀的打开和关闭。通过来自替代电源或替代氮气供应设施的动力来驱动阀，所述替代电源独立地设置以便处理严重事故。
结果，由反应堆的水沸腾所致的大量蒸汽通过外部通风系统80 被释放至环境。此时，操作台区隔40的所有空气或氛围气随着反应堆的蒸汽被释放至环境。结果，在特定时间段之后，操作台区隔40内部的所有氛围气被蒸汽所替代。如果操作台区隔40的自由空间体积约为 40000m3，则在1350MWe ABWR的情形下大约要花七个小时才能用蒸汽全部替换操作台区隔40内部的氛围气。
随后，响应于指示反应堆水的高温的信号，通过替代电源91触发替代给水系统90。替代给水系统90经由管92和隔离阀93通过泵90a 将抑制池6的池水喷射入反应堆压力壳2，藉此提高反应堆中的水位。如果通过替代给水系统90以大约100m3/h的速度供给水，需要花费大约12小时才能让水位到达反应堆井11的上端。图6示出该情形下反应堆井11中的水位。因为从替代给水系统90供给水，产生的蒸汽量会略微减少。因此，需要略多的时间才能以蒸汽完全替换操作台区隔 40的氛围气。
在操作台区隔40的氛围气被蒸汽完全替换之后(大约7小时后)，外部通风系统80被隔离，同时隔离阀18和隔离阀89打开。基于压力是否达到饱和蒸汽压力来确定操作台区隔40氛围气被蒸汽完全替换。测量操作台区隔40的氛围气中的温度和压力，并且基于测量温度获得饱和压力。
大约在12小时之后反应堆井11中的水位接近上端。随后，反应堆的水开始经由反应堆井溢出部段14流入燃料池20。当燃料池20的水位接近上端时，燃料池20内的池水开始经由燃料池溢出部段25流入操作台排水坑16。操作台排水坑16中的水经由排水管17排入湿井 5并且回到抑制水池6。
这样，即使替代给水系统90持续将抑制池6的池水供至反应堆压力壳2，抑制池6的水不枯竭，使得替代给水系统90能够继续运行。抑制池6的池水可用作水源，因为池水是循环的。因此，在全厂断电的情形下不必从工厂外部引入和确保大量的水以便冷却反应堆和燃料池。
操作台区隔40内部的蒸汽通过连接通风管88被释放至密闭壳3。
如果如图6所示连接通风管88的梢端浸没在抑制池6的池水中，操作台区隔40内的蒸汽在被传送至抑制池6之后被冷却和冷凝。
图7是示出根据本发明第三实施例第一改进示例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或者图5沿箭头VI-VI的截面图)。
在第一改进示例中，连接通风管88的梢端被导入干井4。这种情况下，操作台区隔40内的排放蒸汽被传送至干井4，并且随后经由 LOCA通风管8排放至抑制池6，在该处蒸汽被冷却和冷凝。
图8是示出根据本发明第三实施例第二改进示例的核电厂的操作台区隔附近的部分的配置的立面图(或者图5沿箭头VI-VI的截面图)。
在第二改进示例中，连接通风管88的梢端被插入湿井气相部7 中。这种情况下，操作台区隔40内的蒸汽被传送至湿井气相部7中。这种情况下，操作台区隔40内的蒸汽不被抑制池6的池水直接冷却。但是，如果额外地设置被动的密闭壳冷却系统(未示出)以便直接吸入和冷却湿井气相部7的蒸汽，有可能通过将连接通风管88的梢端导入湿井气相部7来以有效的方式冷却密闭壳3。
根据上述配置的第三实施例，即使在作为加燃料准备工作的一部分移除密闭壳顶盖9和反应堆压力壳顶盖2b的危险情形下由于巨大地震触发了全厂断电，也可通过将水喷射入反应堆压力壳2来维持芯燃料的冷却。此外，通过将反应堆井11的溢出水送入燃料池20，能够不依赖外部水源而同时冷却芯燃料和燃料池20内的废燃料。如果与直接吸收和冷却湿气相部7的蒸汽的被动密闭壳冷却系统(未示出)结合地使用所述系统，可能同时冷却密闭壳3。
[其它实施例]
已经说明了本发明的若干实施例。根据所述实施例，即使从核电厂的芯燃料或废燃料中释放了放射性物质，也可防止放射性物质泄露进入环境。此外，由于在操作台区隔中没有防爆板，即使当地震或氢爆炸产生振动也可能防止防爆板意外地打开。此外，即使在严重事故的情形下在操作台区域产生氢，有可能通过将操作台区隔的氛围气预先排出至外部来令操作台区隔不含氧。因此，有可能防止氢爆炸。在发生严重事故时，氢可能含有放射性物质。但是，操作台区隔的过滤通风系统可去除放射性物质。因此，有可能防止暴露和土地污染。此外，即使在加燃料或其它工作期间启动长时间全厂断电，也能安全地冷却芯燃料和废燃料并且防止燃料的损坏。
如上所述的实施例的特征可以不同方式组合。
尽管已经描述了某些实施例，仅经由示例呈现这些实施例，并且不意图限制本发明的范围。实际上，此处描述的新实施例可以多种其它形式体现；此外，可对此处描述的实施例形式进行不同的省略、置换和变化而不脱离本发明的精神。所附权利要求及其等价物意图覆盖这些形式或改进，这些都落在本发明的范围和精神内。

Claims (11)

1.一种构成核电厂的一部分的操作台区隔，所述核电厂包括：
容纳芯的反应堆压力壳；
容纳所述反应堆压力壳的干井；
湿井，所述湿井的下部容纳经由冷却剂丧失事故通风管连接于所述干井的抑制池并且所述湿井的上部包括所述湿井的气相部；
至少包括所述干井、所述冷却剂丧失事故通风管和所述湿井的密闭壳；
密闭壳顶盖；
围绕所述密闭壳顶盖的反应堆井；
设置在所述反应堆井周围的操作台；
经由燃料池槽邻接于所述反应堆井的燃料池；
经由门邻接于所述反应堆井的干燥器和分离器坑；
主蒸汽管线；以及
容纳所述主蒸汽管线的一部分的反应堆建筑，其中
所述操作台区隔包括：
所述操作台，
围绕所述操作台的侧壁，
设置在所述侧壁的上部上的天花板，
所述反应堆井，
所述燃料池，
所述干燥器和分离器坑，
设置在所述侧壁上的设备舱口，
设置在所述侧壁上的气锁，以及
设置在贯通部上的隔离阀，其中
所述操作台区隔形成具有耐压性和防泄漏功能的压力边界，并且经由所述密闭壳顶盖与所述密闭壳接触且与所述反应堆建筑的设备区域分离，并且不具有防爆板。
2.根据权利要求1所述的操作台区隔，进一步包括：
包括外部通风管和外部通风隔离阀的外部通风系统，所述外部通风管贯穿所述操作台区隔的所述压力边界并且与外部连通，并且所述外部通风隔离阀设置在所述外部通风管上以便将所述操作台区隔的氛围气排出至所述外部。
3.根据权利要求1所述的操作台区隔，进一步包括：
操作台区隔过滤通风系统，其包括：设置在所述操作台区隔外部的过滤通风罐；贯穿所述操作台区隔的所述压力边界且连接于所述过滤通风罐的过滤通风管；以及设置在所述过滤通风管上的过滤通风隔离阀，其中
所述操作台区隔过滤通风系统被构造为当将氛围气放出至外部时从所述操作台区隔的氛围气去除放射性物质。
4.根据权利要求1所述的操作台区隔，进一步包括：
设置在所述反应堆井与所述燃料池之间的反应堆井溢出部段；
设置在所述燃料池上的燃料池溢出部段；以及
设置在所述操作台区隔内部从而在所述操作台的一部分内形成凹陷的操作台排水坑。
5.根据权利要求4所述的操作台区隔，进一步包括：
排水管，其一端在所述操作台排水坑内开口并且另一端连接于所述湿井；以及
设置在所述排水管上的排水隔离阀。
6.根据权利要求5所述的操作台区隔，进一步包括：
连接通风管，其一端在所述操作台区隔的氛围气中开口并且另一端连接于所述密闭壳；以及
设置在所述连接通风管上的连接通风隔离阀，其中
所述连接通风管的在所述操作台区隔内的开口的位置比所述排水管的在所述操作台排水坑内的开口高。
7.根据权利要求1所述的操作台区隔，进一步包括：
替代给水系统和替代电源，用于在全厂断电时使用所述抑制池的池水作为水源将水供至所述反应堆压力壳。
8.根据权利要求1所述的操作台区隔，进一步包括：
邻接于所述反应堆建筑建造且包括设备通道锁、梯井和设备舱口的辅助通道建筑，其中
设备以及工人可经由所述辅助通道建筑进出。
9.根据权利要求8所述的操作台区隔，其中：
所述辅助通道建筑进一步包括防爆板。
10.一种核电厂，包括：
芯；
容纳所述芯的反应堆压力壳；
容纳所述反应堆压力壳的干井；
湿井，所述湿井的下部容纳经由冷却剂丧失事故通风管连接于所述干井的抑制池并且所述湿井的上部包括所述湿井的气相部；
至少包括所述干井、所述冷却剂丧失事故通风管和所述湿井的密闭壳；
密闭壳顶盖；
围绕所述密闭壳顶盖的反应堆井；
设置在所述反应堆井周围的操作台；
经由燃料池槽邻接于所述反应堆井的燃料池；
经由门邻接于所述反应堆井的干燥器和分离器坑；
主蒸汽管线；
容纳所述主蒸汽管线的一部分的反应堆建筑；以及
操作台区隔，所述操作台区隔包括：
所述操作台，
围绕所述操作台的侧壁，
设置在所述侧壁的上部上的天花板，
所述反应堆井，
所述燃料池，
所述干燥器和分离器坑，
设置在所述侧壁上的设备舱口，
设置在所述侧壁上的气锁，以及
设置在贯通部上的隔离阀，其中
所述操作台区隔形成具有耐压性和防泄漏功能的压力边界，并且经由所述密闭壳顶盖与所述密闭壳接触且与所述反应堆建筑的设备区域分离，并且不具有防爆板。
11.一种核电厂，包括如权利要求1-9中任一项所述的操作台区隔，所述操作台区隔的耐压性基本上等于或高于所述密闭壳的耐压性。
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