CN107293336A - 海上核电站安全壳抑压系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种海上核电站安全壳抑压系统，包括设于安全壳内的抑压池，抑压池包括水空间、气空间，水空间设于安全壳的底部并围绕反应堆堆芯，水空间与安全壳干井相连通，气空间设于水空间的上方并围绕主设备，气空间腔与水空间直接相连通。当核电站发生LOCA时，安全壳干井内的气、汽、水混合物被引入水空间内并被其内的冷却水快速冷凝，从而缓解安全壳的升压效应；该安全壳抑压系统有利于辐射屏蔽功能的实现，且布置紧凑，空间利用率高，有利于海上核电站安全壳的小型化设计。

Description

海上核电站安全壳抑压系统

技术领域

本发明涉及核电站安全壳非能动冷却系统，尤其涉及一种适用于海上核电站的安全壳非能动抑压系统。

背景技术

海上核电站是未来核电技术发展的趋势，海上核电站所使用的小型核反应堆具有换料检修周期长、可长期运行、持续不断地进行电能、热能、海水淡化等综合能源供给的特点，目前各大核电企业已纷纷加快海上小型核反应堆的研发和推广。

海上小型核反应堆需基于现有大型核电站进行小型化设计，但在现有大型核电站中，为防止从堆芯释放出的放射性物质向环境泄漏，其安全壳往往设计为双层结构。具体地，该安全壳包括覆盖反应堆堆坑的内壳及覆盖内壳的外壳。其中，内壳包括第一圆筒状侧壁、上盖及第一顶板，第一顶板将上盖的周围与第一圆筒状侧壁的上端气密地连接。外壳包括第二圆筒状侧壁及第二顶板，第二圆筒状侧壁包围在第一圆筒状侧壁的外周，第二顶板将第二圆筒状侧壁的上端与第一圆筒状侧壁的上端气密地连接。这种双层结构的安全壳，能够在反应堆事故时，不依赖外部动力源地抑制粒子状放射性物质向环境释放。但双层结构设计，导致安全壳的结构较为复杂，不利于安全壳小型化的设计，且建造难度大。

另外，在核电站发生反应堆一回路破裂事故时，大量蒸汽会释放到安全壳内，造成安全壳内超压。为抑制安全壳内压力的上升，目前常见的做法有两种：一种是设置安全壳喷淋冷却系统，以降低安全壳内的压力；另一种是在安全壳的内部设置抑压池，通过抑压池来吸收安全壳内的蒸汽以将安全壳内的压力限制在设计压力以下，保证安全壳的安全性。但上述第一种方式存在设备复杂且占据较大空间的缺陷；上述第二种方式中，目前抑压池的设计普遍不够合理，导致安全壳内的设备布置不够紧凑，空间利用率较低。

因此，有必要提供一种结构简化、布置紧凑、提高空间利用率的安全壳非能动抑压系统，以解决上述现有技术的不足。

发明内容

本发明的目的在于提供一种结构简化、布置紧凑、提高空间利用率的海上核电站安全壳抑压系统。

为实现上述目的，本发明的技术方案为：提供一种海上核电站安全壳抑压系统，用于非能动地抑制安全壳内压力的上升，其包括设于所述安全壳内的抑压池，所述抑压池包括水空间及气空间；所述水空间设于所述安全壳的底部并围绕反应堆堆芯，且所述水空间与安全壳干井相连通；所述气空间设于所述水空间的上方并围绕主设备腔，且所述气空间与所述水空间直接相连通。

较佳地，所述抑压池还包括相间隔地设于所述安全壳内的抑压池上平台及抑压池下平台，所述水空间设于所述抑压池下平台的下方，所述气空间设于所述抑压池下平台与所述抑压池上平台之间。

较佳地，所述抑压池上平台、所述抑压池下平台之间设有呈不规则形状的所述主设备腔，且所述主设备腔贯穿所述抑压池上平台而连通安全壳干井；主设备腔的形状适应内部的主设备分布，设计紧凑，空间利用率高。

较佳地，所述海上核电站安全壳抑压系统还包括抑压管组件，所述抑压管组件用于连通所述安全壳干井及所述水空间。

较佳地，所述抑压管组件包括第一抑压管及第二抑压管，所述第一抑压管固定于所述抑压池上平台，所述第二抑压管固定于所述抑压池下平台，且所述第一抑压管、所述第二抑压管均伸入所述水空间。

较佳地，所述第二抑压管靠近或正对设于所述主设备腔内的主管道，这样在发生泄漏时，气、汽、水混合物在第一时间通过第二抑压管进入抑压池的水空间，起效更快，可缩短安全壳的降压时间。

较佳地，所述水空间内具有冷却水，且所述冷却水的液面高于所述反应堆堆芯；反应堆堆芯被水空间环绕，其内的冷却水可以起到很好的屏蔽作用，从而可减少额外的屏蔽设备。

较佳地，所述海上核电站安全壳抑压系统还包括真空释放阀，所述真空释放阀用于连接所述气空间与所述安全壳干井。

较佳地，所述海上核电站安全壳抑压系统还包括至少一组隔离阀，所述隔离阀设于所述水空间的底部并用来连接反应堆堆坑。

较佳地，每一所述隔离阀均包括相连接的一远程手动阀及一爆破阀。

与现有技术相比，由于本发明的海上核电站安全壳抑压系统，其抑压池包括水空间及气空间；水空间设于安全壳的底部并围绕反应堆堆芯，且水空间与安全壳干井相连通；气空间设于水空间的上方并围绕主设备腔，气空间与水空间直接连通。当核电站发生LOCA时，安全壳干井内的气、汽、水混合物被引入水空间内并被其内的冷却水快速冷凝，从而缓解安全壳的升压效应。首先，由于反应堆堆芯被水空间环绕，水空间内的冷却水起到很好的屏蔽作用，有利于辐射屏蔽功能的实现，且相较于现有方案，减少了屏蔽设备的设置；其次，气空间环绕主设备腔的设计，可降低气空间的高度，提高安全壳内空间的利用率；再者，水空间、气空间直接连通，不再需要额外的通道装置，使设备结构简化，且安全壳摇摆造成抑压池溢流进入气空间的水可以自然回流，减少抑压池水的损失；另外，安全壳采用单层结构，取消了多余侧壁及顶盖，结构更加简单。综上，本发明安全壳抑压系统的布置紧凑，空间利用率高，有利于海上核电站安全壳的小型化设计。

附图说明

图1是本发明海上核电站安全壳抑压系统的结构示意图。

图2是本发明上核电站安全壳抑压系统的另一结构示意图。

图3是本发明上核电站安全壳抑压系统的又一结构示意图。

图4是本发明上核电站安全壳抑压系统的侧视图。

图5是本发明上核电站安全壳抑压系统的俯视图。

图6是本发明上核电站安全壳抑压系统与主设备相配合的俯视图。

具体实施方式

现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。本发明所提供的海上核电站安全壳抑压系统100，用于非能动地抑制安全壳200内压力的上升。

如图1-4所示，本发明的海上核电站安全壳抑压系统100包括抑压池110及抑压管组件120。抑压池110设于安全壳200的下部，抑压池110呈竖向布置并包围反应堆堆芯及主设备腔210。抑压管组件120用于将抑压池110与安全壳干井相连通。

具体地，抑压池110包括直接连通的水空间111及气空间112，水空间111设于安全壳200的底部并围绕反应堆堆芯，且水空间111通过抑压管组件120与安全壳干井相连通；气空间112设于水空间111的上方并围绕主设备腔210。

结合1-2、4所示，抑压池110还包括相间隔地设于安全壳200内的抑压池上平台113及抑压池下平台114，抑压池上平台113的上方形成安全壳干井，安全壳200湿井即为所述抑压池110。且，抑压池上平台113与抑压池下平台114之间设有连通全壳干井的呈不规则形状的主设备腔210。本发明中，主设备腔210贯穿抑压池上平台113而连通安全壳干井，且该主设备腔210的形状与主设备形状相适应。

继续参看图1-2、4所示，水空间111设于抑压池下平台114的下方，即，抑压池下平台114与安全壳200的底壁之间的空间形成水空间111，水空间111包围反应堆堆芯，且水空间111内具有冷却水，冷却水的液面高于反应堆堆芯。由于反应堆堆芯被水空间111环绕，水空间111内的冷却水起到很好的屏蔽作用(尤其是对中子的屏蔽)，从而可减少额外的屏蔽设备，有利于设备的简化。

另外，气空间112形成于抑压池上平台113与抑压池下平台114之间，具体为主设备腔210的侧壁与安全壳200的侧壁之间的空间，且抑压池上平台113将气空间112与安全壳干井相隔离，气空间112直接连通水空间111。气空间112环绕主设备腔210的设计，一方面使堆坑的上部也包裹屏蔽层，有利于辐射屏蔽功能的实现，另一方面可以降低气空间112的高度，使设计紧凑，空间利用率提高。另外，气空间112与水空间111直接连通，两者之间不再需要设置专门的连通装置，简化了系统的结构，且即使是在摇摆环境下水空间111内的水溢流至气空间112，最终也能通过安全壳200冷凝后自然回流，减少冷却水损失。

本发明中，抑压池110的水空间111、气空间112在结构上可按照海上核电站安全壳200的需求进行设置和控制体积比例，此为本领域技术人员所熟知的技术。

下面参看图5-6所示，本发明中的主设备腔210呈不规则形状，但其形状与主设备220的分布相适应，主设备220之压力容器(未标号)、蒸汽发生器(未标号)、主管道221等均镶嵌式布置于主设备腔210内，从而使设计紧凑，有利于提高空间利用率。

下面参看图1-3所示，所述抑压管组件120包括第一抑压管121及第二抑压管122，所述第一抑压管121固定于抑压池上平台113，第一抑压管121的上端与抑压池上平台113平齐，第一抑压管121的下端伸入水空间111并伸入冷却水液面以下；第二抑压管122固定于抑压池下平台114，第二抑压管122的上端与抑压池下平台114齐平，第二抑压管122的下端伸入水空间111并伸入冷却水液面以下。发生LOCA时，第一抑压管121及第二抑压管122引导安全壳干井内的气、汽、水混合物进入水空间111，其中的可凝气体会被水空间111内的冷却水冷凝。

当然，第一抑压管121、第二抑压管122并不限于上述设计，两者的上端还可以分别凸伸于抑压池上平台113、抑压池下平台114的上方，这样不影响本发明技术方案的实现。

结合图1-3、6所示，所述第二抑压管122优选靠近或正对设于主设备腔210内的主管道221。本实施例中，第二抑压管122靠近容易发生破口事故的主管道221，并位于主管道221的下方(参看图6)；这样在发生泄漏时，气、汽、水混合物在第一时间通过第二抑压管122进入抑压池110的水空间111，可缩短安全壳200的降压时间。

继续结合图1-4所示，所述海上核电站安全壳抑压系统100还包括真空释放阀(图未示)及至少一组隔离阀(图未示)。其中，所述真空释放阀用于连接气空间112与安全壳干井，在安全壳干井压力下降，可缓解因抑压池110内的压力高于安全壳干井压力造成负压差而破坏抑压池110结构的情况。所述隔离阀设于水空间111的底部并与反应堆堆坑相连接，用于将抑压池110内的冷却水引入堆坑。

具体地，每一组隔离阀均包括相连接的一远程手动阀及一爆破阀。当接到堆芯补水信号后，隔离阀打开，使水空间111与堆坑连通，以引导抑压池110内的冷却水流进堆坑，事故后再循环阶段保证堆坑与抑压池110水位连通，并高于堆芯。

进一步地，抑压池110内还可以设置换热器(图未示)，其提供一种能动冷却抑压池110的纵深防御手段，事故后，可以通过换热器所在回路持续导出抑压池110内的热量，由于抑压池110此时与堆坑连通，该方式将通过设备冷却水持续地冷却堆芯。因此，本发明抑压池110的布置能为堆芯冷却提供多重纵深防御手段。

下面结合图1-6所示，对本发明海上核电站安全壳抑压系统100的工作原理进行说明。

在海上核电站正常运行时，海上核电站安全壳抑压系统100处于备用状态，不行使安全功能，抑压池110的水空间111包围反应堆堆芯，气空间112包围主设备腔210，使得堆坑的上、下部都可以包裹屏蔽层，有利于辐射屏蔽功能的实现。

当海上核电站事故工况发生LOCA时，第一抑压管121、第二抑压管122引导安全壳200内的气、汽、水混合物进入抑压池110的水空间111，气、汽、水混合物中的可凝气体被冷却水冷凝，由此快速缓解安全壳200的升压效应。尤其第二抑压管122的位置靠近容易发生破口事故的主管道221，可以有效缩短安全壳200降压的时间。

而当安全壳干井压力下降而造成其与抑压池110之间形成负压差时，气空间112至安全壳干井的真空释放阀被打开，从而避免破坏抑压池110的结构。

与此同时，在接到堆芯补水信号后，设于水空间111底部的隔离阀打开，使水空间111与堆坑连通，将抑压池110内的冷却水引入堆坑，事故后再循环阶段保证堆坑与抑压池110水位连通，并高于反应堆堆芯。

进一步地，事故后，抑压池110内的换热器所在回路能够持续导出抑压池110内的热量，以通过设备冷却水持续地冷却堆芯。

由于本发明的海上核电站安全壳抑压系统100，其抑压池110包括水空间111及气空间112；水空间111设于安全壳200的底部并围绕反应堆堆芯，且水空间111与安全壳干井相连通；气空间112设于水空间111的上方并围绕主设备腔210，气空间112与水空间111直接连通。当核电站发生LOCA时，安全壳干井内的气、汽、水混合物被引入水空间111内并被其内的冷却水快速冷凝，从而缓解安全壳200的升压效应。首先，由于反应堆堆芯被水空间111环绕，水空间111内的冷却水起到很好的屏蔽作用，有利于辐射屏蔽功能的实现，且相较于现有方案，减少了屏蔽设备的设置；其次，气空间112环绕主设备腔210的设计，可降低气空间112的高度，提高安全壳200内空间的利用率；再者，水空间111、气空间112直接连通，不再需要额外的通道装置，使设备结构简化，且安全壳200摇摆造成抑压池110溢流进入气空间112的水可以自然回流，减少抑压池水的损失；另外，本发明安全壳200采用单层结构，取消了多余侧壁及顶盖，结构更加简单。综上，本发明安全壳抑压系统100的布置紧凑，空间利用率高，有利于海上核电站安全壳200的小型化设计。

以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (10)

1.一种海上核电站安全壳抑压系统，用于非能动地抑制安全壳内压力的上升，其特征在于，包括设于所述安全壳内的抑压池，所述抑压池包括：

水空间，所述水空间设于所述安全壳的底部并围绕反应堆堆芯，且所述水空间与安全壳干井相连通；

气空间，所述气空间设于所述水空间的上方并围绕主设备腔，且所述气空间与所述水空间直接相连通。

2.如权利要求1所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，所述抑压池还包括相间隔地设于所述安全壳内的抑压池上平台及抑压池下平台，所述水空间设于所述抑压池下平台的下方，所述气空间设于所述抑压池下平台与所述抑压池上平台之间。

3.如权利要求2所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，所述抑压池上平台、所述抑压池下平台之间设有呈不规则形状的所述主设备腔，且所述主设备腔贯穿所述抑压池上平台而连通安全壳干井。

4.如权利要求2所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，还包括抑压管组件，所述抑压管组件用于连通所述安全壳干井及所述水空间。

5.如权利要求4所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，所述抑压管组件包括第一抑压管及第二抑压管，所述第一抑压管固定于所述抑压池上平台，所述第二抑压管固定于所述抑压池下平台，且所述第一抑压管、所述第二抑压管均伸入所述水空间。

6.如权利要求5所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，所述第二抑压管靠近或正对设于所述主设备腔内的主管道。

7.如权利要求1所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，所述水空间内具有冷却水，且所述冷却水的液面高于所述反应堆堆芯。

8.如权利要求1所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，还包括真空释放阀，所述真空释放阀用于连接所述气空间与所述安全壳干井。

9.如权利要求1所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，还包括至少一组隔离阀，所述隔离阀设于所述水空间的底部并用来连接反应堆堆坑。

10.如权利要求9所述的海上核电站安全壳抑压系统，其特征在于，每一所述隔离阀均包括相连接的一远程手动阀及一爆破阀。