CN106251916B - 一种地下核电站洞室型双层安全壳 - Google Patents

一种地下核电站洞室型双层安全壳 Download PDF

Info

Publication number
CN106251916B
CN106251916B CN201610788666.7A CN201610788666A CN106251916B CN 106251916 B CN106251916 B CN 106251916B CN 201610788666 A CN201610788666 A CN 201610788666A CN 106251916 B CN106251916 B CN 106251916B
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
internal layer
nuclear power
power station
type double
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
CN201610788666.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106251916A (zh
Inventor
赵鑫
刘海波
张涛
喻飞
苏毅
金乾
汪建
曾杰
陈玉梅
鱼维娜
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.)
Changjiang Institute of Survey Planning Design and Research Co Ltd
Original Assignee
Changjiang Institute of Survey Planning Design and Research Co Ltd
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 Changjiang Institute of Survey Planning Design and Research Co Ltd filed Critical Changjiang Institute of Survey Planning Design and Research Co Ltd
Priority to CN201610788666.7A priority Critical patent/CN106251916B/zh
Publication of CN106251916A publication Critical patent/CN106251916A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106251916B publication Critical patent/CN106251916B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/14Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开了一种地下核电站洞室型双层安全壳,包括位于地面上的地面水池和位于地下岩层内的安全壳,安全壳由外向内依次设置外层岩体改造层和内层钢制安全壳,外层岩体改造层和内层钢制安全壳之间构成环形的安全壳夹层空间,安全壳夹层空间内设置有闭式循环换热系统,包括位于安全壳夹层空间底部的喷淋水收集过滤井,喷淋水收集过滤井依次通过第一逆止阀、数控加压泵、安全壳热交换器和第二逆止阀与位于内层钢制安全壳上方的安全壳喷淋口连接,安全壳喷淋口还通过地面连接管与地面水池连接。本发明通过长期闭式冷却循环导出安全壳热量,并通过地下岩层实现安全壳和外部环境的绝对隔离,避免因安全壳损坏造成大量放射性向环境释放。

Description

一种地下核电站洞室型双层安全壳
技术领域
本发明涉及核电技术,具体地指一种地下核电站洞室型双层安全壳。
背景技术
安全壳作为地面核电站最后一道防御屏障,其作用是在严重事故中起到包容气载放射性释放物,防止放射性物质向环境大量释放的目的。地下核电站将核岛等涉核厂房置于地下,极大地提高了核电站整体的安全性,为我国核电安全发展提供了新思路。
严重事故中,安全壳内压力随温度升高,进而在安全壳内形成高温、高压、高湿、高辐射的大气环境。此时,为防止安全壳失效,通常采取导出热量,给安全壳降温的方式降低安全壳压力。典型的双安全壳如AP1000核电站,通过设置在安全壳顶部的水箱向钢制安全壳淋水,利用水的蒸发带走安全壳的热量。这种开式散热方式中,作为冷却源的水会因不断蒸发而消耗,最终很可能造成事故后期冷却水不够的局面。安全壳顶部设置水箱的设计也一定程度上降低安全壳整体抗震性能。此外,这种设计的安全壳内部与外界大气之间仅通过一层钢制安全壳隔开,如事故中安全壳出现破损,则安全壳内放射性物质会由破口处通过烟囱效应的抽吸作用加速向外界环境泄漏,扩大事故危害。现有双层安全壳基本都存在这种风险,如中国专利:环境风冷却系统以及具有该系统的非能动安全壳(申请号:CN201310576926.0;中国专利)仅在空气入口处设置导流装置,安全壳本身无实质改变;中国专利:大容量完全非能动安全壳冷却系统(申请号:CN200910226276.0)仅对冷却水箱进行设计优化,通过流量调节实现冷却功率的动态控制;以上发明均存在扩大事故危害的潜在风险。
发明内容
本发明的目的在于克服上述现有背景技术的不足之处,结合地下核电站的特点,提出一种地下核电站洞室型双层安全壳,既可通过长期闭式冷却循环导出安全壳热量,又能通过地下岩层实现安全壳和外部环境的绝对隔离,避免因安全壳损坏造成大量放射性向环境释放。
本发明的目的是通过如下措施来达到的:一种地下核电站洞室型双层安全壳,包括位于地面上的地面水池和位于地下岩层内的安全壳,其特殊之处在于,所述安全壳由外向内依次设置外层岩体改造层和内层钢制安全壳,所述外层岩体改造层和内层钢制安全壳之间构成环形的安全壳夹层空间,所述安全壳夹层空间内设置有闭式循环换热系统,所述闭式循环换热系统包括位于安全壳夹层空间底部的喷淋水收集过滤井,所述喷淋水收集过滤井依次通过第一逆止阀、数控加压泵、安全壳热交换器和第二逆止阀与位于内层钢制安全壳上方的安全壳喷淋口连接,所述安全壳喷淋口还通过地面连接管与地面水池连接,所述安全壳热交换器与安全壳外部的外接冷源连接。
进一步地,所述内层钢制安全壳外表面设置配水槽,方便喷淋水导流并均匀分布到内层钢制安全壳表面。
更进一步地,所述安全壳夹层空间内还包括位于底部的盛装液体的抑压池,所述内层钢制安全壳上设置有贯穿件和贯穿件管道,所述贯穿件管道依次连接第一隔离阀、贯穿件、第二隔离阀、爆破阀和鼓泡管自内向外贯穿所述内层钢制安全壳,所述鼓泡管位于抑压池的液体液面以下。通过抑压池实现安全壳内部的非能动卸压,并对卸压排放气体进行过滤。
更进一步地,所述外层岩体改造层内表面设置厚度不小于5mm的防辐射、防水涂层。
更进一步地,所述闭式循环换热系统至少为两套,对称分布在安全壳夹层空间内。
更进一步地,所述外接冷源为厂用水系统或地面水源,或两者结合一用一备。
更进一步地,所述爆破阀设置爆破压力为内层钢制安全壳设计最大压力的0.95倍。
更进一步地,所述外层岩体改造层厚度为0.5m~2.0m,所述内层钢制安全壳厚度为5mm~50mm,所述外层岩体改造层和内层钢制安全壳之间间距为0.5m~2.5m。
更进一步地,所述抑压池内溶液为硫代硫酸钠溶液,液面高于鼓泡管出口至少1.0m。
本发明的有益效果如下:本发明利用地下岩层作为安全壳最外层屏障可极大地提高抗震性能和抵御外界事件的能力。通过外层岩体改造层和内层钢制安全壳组成双层安全壳结构,利用处于高位的地面水池实现安全壳非能动冷却,同时通过位于安全壳夹层空间内的闭式循环换热系统导出安全壳内热量,防止安全壳破损时因散热导致放射性物质向环境泄漏。
本发明优点包括:
1、实现安全壳能动、非能动结合散热,事故初期通过地面水池非能动喷淋过程散热,事故中、后期通过闭式循环换热系统导出安全壳热量,且这两个过程均可实现安全壳内部与外界环境的绝对隔离,防止放射性泄漏。
2、通过安全壳夹层空间的升压平衡内层钢制安全壳内外两侧的压力,提高内层钢制安全壳承压能力,进一步降低安全壳失效概率。
3、通过抑压池实现安全壳内部的非能动卸压,并对卸压排放气体进行过滤。
附图说明
图1为本发明一种地下核电站洞室型双层安全壳的结构示意图;
图中:1、地下岩层;2、外层岩体改造层;3、内层钢制安全壳;3-1、压力容器;4、安全壳夹层空间;5、安全壳热交换器;6、数控加压泵;7、第一逆止阀;8、喷淋水收集过滤井;9、第二逆止阀;10、外接冷源;11、安全壳喷淋口;12、地面连接管;13、地面水池;14、第一隔离阀;15、贯穿件;16、第二隔离阀;17、爆破阀;18、抑压池;19、鼓泡管;20、贯穿件管道。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步的详细描述,但该实施例不应理解为对本发明的限制。
本发明一种地下核电站洞室型双层安全壳如图1所示,包括位于地面上的地面水池13和位于地下岩层1内的安全壳。安全壳由外向内依次设置外层岩体改造层2和内层钢制安全壳3,核电站压力容器3-1置于内层钢制安全壳3内。外层岩体改造层2和内层钢制安全壳3之间构成环形的安全壳夹层空间4,安全壳夹层空间4内设置有闭式循环换热系统。闭式循环换热系统包括位于安全壳夹层空间4底部的喷淋水收集过滤井8,喷淋水收集过滤井8依次通过第一逆止阀7)、数控加压泵6、安全壳热交换器5和第二逆止阀9与位于内层钢制安全壳3上方的安全壳喷淋口11连接,安全壳喷淋口11还通过地面连接管12与地面水池13连接,安全壳热交换器5与安全壳外部的外接冷源10连接。外接冷源10为厂用水系统或地面水源,或两者结合一用一备。闭式循环换热系统至少为两套,对称分布在安全壳夹层空间4内。
外层岩体改造层2厚度为0.5m~2.0m,内层钢制安全壳3厚度为5mm~50mm,外层岩体改造层2和内层钢制安全壳3之间间距为0.5m~2.5m。外层岩体改造层2内表面设置防辐射、防水涂层,如采用酚醛改性环氧涂料、氯化橡胶等,涂层厚度不小于5mm。内层钢制安全壳3外表面设置配水槽,方便喷淋水导流并均匀分布到内层钢制安全壳3表面。
安全壳夹层空间4内还包括位于底部的盛装液体的抑压池18,内层钢制安全壳3上设置有贯穿件15和贯穿件管道20,贯穿件管道20依次连接第一隔离阀14、贯穿件15、第二隔离阀16、爆破阀17和鼓泡管19自内向外贯穿内层钢制安全壳3,鼓泡管19位于抑压池18的液体液面以下。爆破阀17设置爆破压力为内层钢制安全壳3设计最大压力的0.95倍。抑压池18内溶液为硫代硫酸钠溶液,液面高于鼓泡管19出口至少1.0m。
发生熔堆等严重事故时,安全壳内温度、压力不断升高。此时,首先是非能动安全壳冷却过程启动:地面水池13的储水在重力作用下由地面连接管12流下,在内层钢制安全壳3顶端通过安全壳喷淋口11喷向内层钢制安全壳3,在内层钢制安全壳3表面的配水槽分配下均匀流下,给内层钢制安全壳3降温,同时喷淋水吸热蒸发,安全壳夹层空间4内压力逐渐上升,上升的压力不断平衡内层钢制安全壳3压力,增强其耐压性能,保障压力容器3-1的安全。这一过程中,第二逆止阀9始终逆向关闭,防止喷淋水从第二逆止阀9向下注入。事故中后期,安全壳夹层空间4内积累一定深度喷淋水后,闭式循环换热系统启动能动散热过程。数控加压泵6将喷淋水从喷淋水收集过滤井8处抽出并排向安全壳热交换器5,在安全壳热交换器5处,外接冷源10将热量导出安全壳,被冷却的喷淋水被数控加压泵6经过第二逆止阀进一步压入安全壳喷淋口11,继续循环冷却内层钢制安全壳。
若严重事故造成压力和温度升高过快,内层钢制安全壳3压力达到爆破阀17的启动压力时,压差顶开爆破阀17进行自动卸压,卸压气体在抑压池18经鼓泡管19排出,排出的卸压气体经过抑压池18内溶液过滤后排出。
其它未详细说明的部分均为现有技术。本发明并不严格地局限于上述实施例。

Claims (8)

1.一种地下核电站洞室型双层安全壳,包括位于地面上的地面水池(13)和位于地下岩层(1)内的安全壳,其特征在于:所述安全壳由外向内依次设置外层岩体改造层(2)和内层钢制安全壳(3),所述外层岩体改造层(2)和内层钢制安全壳(3)之间构成环形的安全壳夹层空间(4),所述安全壳夹层空间(4)内设置有闭式循环换热系统,所述闭式循环换热系统包括位于安全壳夹层空间(4)底部的喷淋水收集过滤井(8),所述喷淋水收集过滤井(8)依次通过第一逆止阀(7)、数控加压泵(6)、安全壳热交换器(5)和第二逆止阀(9)与位于内层钢制安全壳(3)上方的安全壳喷淋口(11)连接,所述安全壳喷淋口(11)还通过地面连接管(12)与地面水池(13)连接,所述安全壳热交换器(5)与安全壳外部的外接冷源(10)连接;所述内层钢制安全壳(3)外表面设置配水槽;所述安全壳夹层空间(4)内还包括位于底部的盛装液体的抑压池(18),所述内层钢制安全壳(3)上设置有贯穿件(15)和贯穿件管道(20),所述贯穿件管道(20)依次连接第一隔离阀(14)、贯穿件(15)、第二隔离阀(16)、爆破阀(17)和鼓泡管(19)自内向外贯穿所述内层钢制安全壳(3),所述鼓泡管(19)位于抑压池(18)的液体液面以下。
2.根据权利要求1所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述外层岩体改造层(2)内表面设置防辐射、防水涂层。
3.根据权利要求1所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述闭式循环换热系统至少为两套,对称分布在安全壳夹层空间(4)内。
4.根据权利要求1所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述外接冷源(10)为厂用水系统或地面水源,或两者结合一用一备。
5.根据权利要求1所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述爆破阀(17)设置爆破压力为内层钢制安全壳(3)设计最大压力的0.95倍。
6.根据权利要求2所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述外层岩体改造层(2)厚度为0.5m~2.0m,所述内层钢制安全壳(3)厚度为5mm~50mm,所述外层岩体改造层(2)和内层钢制安全壳(3)之间间距为0.5m~2.5m。
7.根据权利要求5所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述抑压池(18)内溶液为硫代硫酸钠溶液,液面高于鼓泡管(19)出口至少1.0m。
8.根据权利要求2所述的一种地下核电站洞室型双层安全壳,其特征在于:所述外层岩体改造层(2)内表面防辐射、防水涂层的厚度不小于5mm。
CN201610788666.7A 2016-08-31 2016-08-31 一种地下核电站洞室型双层安全壳 Active CN106251916B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610788666.7A CN106251916B (zh) 2016-08-31 2016-08-31 一种地下核电站洞室型双层安全壳

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201610788666.7A CN106251916B (zh) 2016-08-31 2016-08-31 一种地下核电站洞室型双层安全壳

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106251916A CN106251916A (zh) 2016-12-21
CN106251916B true CN106251916B (zh) 2018-01-23

Family

ID=58079720

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201610788666.7A Active CN106251916B (zh) 2016-08-31 2016-08-31 一种地下核电站洞室型双层安全壳

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106251916B (zh)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107093472B (zh) * 2017-05-03 2019-03-01 中国核工业第五建设有限公司 Ap1000核电站中钢制安全壳及其封头的组装方法
DE102017125750A1 (de) * 2017-11-03 2019-05-09 Kautex Textron Gmbh & Co. Kg Batteriegehäuse für eine Antriebsbatterie
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
CN112071454B (zh) * 2020-09-15 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN112071451B (zh) * 2020-09-15 2022-11-01 哈尔滨工程大学 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统
CN112652413B (zh) * 2020-11-26 2024-01-23 中国核电工程有限公司 安全壳系统的布置方法以及安全壳系统布置结构
CN112863707B (zh) * 2021-01-13 2022-10-25 同济大学 适用于严重安全事故下的三明治式安全壳结构
CN113035393B (zh) * 2021-03-05 2022-11-18 哈尔滨工程大学 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热系统
CN113270213A (zh) * 2021-06-22 2021-08-17 中国舰船研究设计中心 一种用于核动力船舶安全壳压力控制的自密封屏蔽系统
CN113593731B (zh) * 2021-06-29 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种非能动安全壳降压过滤系统
CN114050438B (zh) * 2021-11-10 2023-06-20 中国核动力研究设计院 一种贯穿密封结构以及安装方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102881342A (zh) * 2012-09-27 2013-01-16 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
CN103489490A (zh) * 2012-06-13 2014-01-01 中国核动力研究设计院 一种非能动安全壳喷淋装置
KR20140122979A (ko) * 2013-04-11 2014-10-21 한국과학기술원 해수를 이용한 원전 비상냉각 시스템
CN206075833U (zh) * 2016-08-31 2017-04-05 长江勘测规划设计研究有限责任公司 一种地下核电站洞室型双层安全壳

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8867690B2 (en) * 2011-08-25 2014-10-21 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Pressurized water reactor with compact passive safety systems
WO2015050410A1 (ko) * 2013-10-04 2015-04-09 한국원자력연구원 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103489490A (zh) * 2012-06-13 2014-01-01 中国核动力研究设计院 一种非能动安全壳喷淋装置
CN102881342A (zh) * 2012-09-27 2013-01-16 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
KR20140122979A (ko) * 2013-04-11 2014-10-21 한국과학기술원 해수를 이용한 원전 비상냉각 시스템
CN206075833U (zh) * 2016-08-31 2017-04-05 长江勘测规划设计研究有限责任公司 一种地下核电站洞室型双层安全壳

Also Published As

Publication number Publication date
CN106251916A (zh) 2016-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106251916B (zh) 一种地下核电站洞室型双层安全壳
CN202855316U (zh) 压水堆核电厂安全壳冷却系统
CN103295656B (zh) 用于核反应堆的多样化专设安全系统
CN102483963B (zh) 反应堆安全壳及使用其的核设施
CN101719386B (zh) 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序
CN101465167B (zh) 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备
CN105719706A (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
CN103928069B (zh) 安全壳内置乏燃料池
CN103440891B (zh) 乏燃料水池非能动补水喷淋系统
CN102412000B (zh) 一种核电站乏燃料贮存竖井系统
CN106328223B (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN103617815A (zh) 压水堆核电站非能动余热排出系统
CN104103325B (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN104021824B (zh) 核电站事故后堆内熔融物滞留系统
CN204496934U (zh) 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统
JP4908561B2 (ja) 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
CN206075833U (zh) 一种地下核电站洞室型双层安全壳
CN105551539A (zh) 一种反应堆熔融物堆外滞留系统
CN204178729U (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN202126850U (zh) 蓄水型非能动双层安全壳
CN203839055U (zh) 一种非能动安全壳外侧冷却系统
CN105551541A (zh) 一种堆芯熔融物分组捕集和冷却系统
CN103531256B (zh) 压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统
JP2004333357A (ja) 原子炉格納容器
CN103440887A (zh) 乏燃料水池的低温负压热管

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