CN107705861A - 浮动核电站的安全壳结构 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及浮动核电站的安全壳结构，包括安全壳体，其特征是安全壳体内设置有一回路区域和换料区域，一回路区域包括相互连通的主冷却剂系统隔室和一回路子系统隔室，主冷却剂系统的蒸汽发生器和稳压器布置在靠近安全壳前壁的一侧，一回路子系统布置在抑压水池两侧的隔间内，换料区域包括乏燃料贮存水池、抑压水池和反应堆室，抑压水池位于乏燃料贮存水池和反应堆室之间，抑压水池与乏燃料贮存水池和反应堆室分别设置有带有水闸门的隔离墙，一回路子系统隔室与抑压水池之间的墙壁内竖向敷设有排放管道，排放管道的上端和下端分别与一回路子系统隔室和抑压水池连接。本发明结构紧凑、布置合理、抑压效果好并且能够简化换料流程和提高换料安全。

Description

浮动核电站的安全壳结构
技术领域
本发明涉及核电站的安全壳，具体而言是浮动核电站的安全壳结构。
背景技术
俄罗斯已建成的核动力破冰船和美国已建成的核动力商船，这些船舶核动力装置没有换料相关舱室和设施，核动力装置所占空间较小。这些船舶具有较好的通航性，能够在较大范围的海域运行。
俄罗斯在建的浮动核电站具备自主换料能力，增加了乏燃料贮存舱室和换料舱室，其核动力装置相关设施所占空间较大，船舶体型较大。其浮动核电站对海洋环境条件要求较高，通常在有防浪堤的岸边运行。
对于具备自主换料能力且能够在较大海域范围内运行的浮动式核电站，其核动力装置需要配备自主装卸料和燃料贮存设施，同时其核相关设施所占空间应尽可能小，以提高浮动核电站船舶自身安全性和通航性。为此，本发明提供一种结构紧凑、布置合理、抑压效果好并且能够简化换料流程和提高换料安全的浮动核电站的安全壳结构。它缩小核相关设施所占空间，以减轻浮动核电站船舶负担；增强安全壳抑压效果，以降低安全壳的设计压力和制造难度；优化安全壳内部空间，为实施安全壳内自主装卸料和燃料贮存提供空间和条件。
发明内容
本发明的目的是提供一种结构紧凑、布置合理、抑压效果好并且能够简化换料流程和提高换料安全的浮动核电站的安全壳结构。
为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：
浮动核电站的安全壳结构，包括安全壳体，其特征是安全壳体内设置有一回路区域和换料区域，一回路区域和换料区域之间通过墙体隔离，一回路区域包括相互连通的主冷却剂系统隔室和一回路子系统隔室，主冷却剂系统隔室顶部设置有换料水源储备箱，一回路子系统隔室的顶部墙壁上开设有可拆盖板，主冷却剂系统的蒸汽发生器和稳压器布置在靠近安全壳前壁的一侧，一回路子系统布置在抑压水池两侧的隔间内，换料区域包括乏燃料贮存水池、抑压水池和反应堆室，反应堆室的顶部设置有盖板，抑压水池位于乏燃料贮存水池和反应堆室之间，抑压水池与乏燃料贮存水池和反应堆室分别设置有带有水闸门的隔离墙，乏燃料贮存水池和反应堆室侧壁平台之间设置有换料机构导轨，换料机构导轨上设置有换料机构，一回路子系统隔室与抑压水池之间的墙壁内竖向敷设有排放管道，排放管道的上端和下端分别与一回路子系统隔室和抑压水池连接，安全壳体内设置有顶部行车。
进一步地，所述排放管道的数量为10根至20根，所述换料水源储备箱为两个。
本专利将反应堆冷却剂系统及一回路子系统、乏燃料贮存及装卸料系统设计在一个方形安全壳内部，提高了空间利用率、减小了总体尺寸；同时，将抑压水池放置在换料区域兼做堆内放射性构件存储水池，不仅增强了抑压水池的抑压效果，有效降低安全壳的设计压力和难度，还减少了放射性构件存放和屏蔽浮动。
本发明结构紧凑、布置合理、抑压效果好并且能够简化换料流程和提高换料安全。
附图说明
图1是本发明的结构示意图。
图中：1-安全壳体；2-主冷却剂系统隔室；3-一回路子系统隔室；4-乏燃料贮存水池；5-抑压水池；6-排放管道；7-反应堆室；7.1-盖板；8-水闸门；9-换料机构导轨；10-换料机构；11-可拆盖板；12-换料水源储备箱；13-顶部行车。
具体实施方式
以下结合附图和具体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。
浮动核电站的安全壳结构，包括安全壳体1，安全壳体1内设置有一回路区域和换料区域，一回路区域和换料区域之间通过墙体隔离，一回路区域包括相互连通的主冷却剂系统隔室2和一回路子系统隔室3，主冷却剂系统隔室2顶部设置有换料水源储备箱12，一回路子系统隔室3的顶部墙壁上开设有可拆盖板11，主冷却剂系统的蒸汽发生器和稳压器布置在靠近安全壳前壁的一侧，一回路子系统布置在抑压水池两侧的隔间内，换料区域包括乏燃料贮存水池4、抑压水池5和反应堆室7，反应堆室7的顶部设置有盖板7.1，抑压水池5位于乏燃料贮存水池4和反应堆室7之间，抑压水池5与乏燃料贮存水池4和反应堆室7之间分别设置有带有水闸门8的隔离墙，乏燃料贮存水池4和反应堆室7侧壁平台之间设置有换料机构导轨9，换料机构导轨9上设置有换料机构10，一回路子系统隔室3与抑压水池5之间的墙壁内竖向敷设有排放管道6，排放管道6的上端和下端分别与一回路子系统隔室3和抑压水池5连接，安全壳体1内设置有顶部行车13。
优选的实施例是：在上述方案中，所述排放管道6的数量为10根至20根，所述换料水源储备箱12为两个。
当主冷却剂系统隔室2或一回路子系统隔室3内的高能管道发生破口事故时，由于压差的作用，混合气体会从排放管道6在一回路子系统隔室3侧的入口进入，从抑压水池5侧的出口排出，在抑压水池5中蒸汽被过冷水冷凝，剩下的不可凝气体进入乏燃料贮存水池4、抑压水池5、反应堆室7上方气空间。由于有较大的气空间，抑压水池侧的压力升高较慢，最终能够有效降低破口事故下安全壳内的峰值压力。
在反应堆正常换料时，将反应堆外部无放射性部件存放在乏燃料贮存水池4两侧的平台上，将换料水源储备箱12的水注入下部乏燃料贮存水池4中，将堆内带放射性的构件存放在抑压水池5底部，打开水闸门8，此时反应堆处于完全淹没状态。换料机构10沿着换料机构导轨9在反应堆室7和乏燃料贮存水池(4)之间来回运动，实现对反应堆装卸料。
本说明书中未作详细描述的内容，属于本专业技术人员公知的现有技术。

Claims (2)

1.浮动核电站的安全壳结构，包括安全壳体(1)，其特征在于：安全壳体(1)内设置有一回路区域和换料区域，一回路区域和换料区域之间通过墙体隔离，一回路区域包括相互连通的主冷却剂系统隔室(2)和一回路子系统隔室(3)，主冷却剂系统隔室(2)顶部设置有换料水源储备箱(12)，一回路子系统隔室(3)的顶部墙壁上开设有可拆盖板(11)，主冷却剂系统的蒸汽发生器和稳压器布置在靠近安全壳前壁的一侧，一回路子系统布置在抑压水池两侧的隔间内，换料区域包括乏燃料贮存水池(4)、抑压水池(5)和反应堆室(7)，反应堆室(7)的顶部设置有盖板(7.1)，抑压水池(5)位于乏燃料贮存水池(4)和反应堆室(7)之间，抑压水池(5)与乏燃料贮存水池(4)和反应堆室(7)之间分别设置有带有水闸门(8)的隔离墙，乏燃料贮存水池(4)和反应堆室(7)侧壁平台之间设置有换料机构导轨(9)，换料机构导轨(9)上设置有换料机构(10)，一回路子系统隔室(3)与抑压水池(5)之间的墙壁内竖向敷设有排放管道(6)，排放管道(6)的上端和下端分别与一回路子系统隔室(3)和抑压水池(5)连接，安全壳体(1)内设置有顶部行车(13)。
2.根据权利要求1所述的浮动核电站的安全壳结构，其特征在于：所述排放管道(6)的数量为10根至20根，所述换料水源储备箱(12)为两个。
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