CN109599192A - 一种地下核电站堆腔注入系统 - Google Patents
一种地下核电站堆腔注入系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN109599192A CN109599192A CN201811621617.XA CN201811621617A CN109599192A CN 109599192 A CN109599192 A CN 109599192A CN 201811621617 A CN201811621617 A CN 201811621617A CN 109599192 A CN109599192 A CN 109599192A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- filter
- heap chamber
- containment
- ground
- pipeline
- 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.)
- Granted
Links
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims abstract description 24
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims abstract description 24
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 19
- 230000000284 resting effect Effects 0.000 claims abstract description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 19
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims description 10
- 230000002209 hydrophobic effect Effects 0.000 claims description 10
- 230000008901 benefit Effects 0.000 abstract description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 5
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 abstract description 4
- 239000011435 rock Substances 0.000 abstract description 3
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 13
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 7
- 238000006424 Flood reaction Methods 0.000 description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 3
- 229910021536 Zeolite Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 230000003020 moisturizing effect Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 description 2
- 239000010963 304 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910000589 SAE 304 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000003139 buffering effect Effects 0.000 description 1
- 230000009514 concussion Effects 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000018044 dehydration Effects 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 239000003673 groundwater Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 238000003904 radioactive pollution Methods 0.000 description 1
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
-
- 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
- G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
-
- 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
本发明公布了一种地下核电站堆腔注入系统，它包括位于地面上的地面水池(1)、位于地下岩层内的安全壳(2)和核废物厂房洞室(19)；所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔注入管线(6)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)上部连接，所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔输水管线(5)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)底部相连，它克服了现有技术中堆芯熔融物进一步熔穿压力容器，进而将大量放射性物质释放至安全壳内的缺点，具有过滤器可灵活布置，根据事故进展及注入量大小，可灵活配置接入过滤器，降低系统放射性水平的优点。
Description
技术领域
本发明涉及到核电技术领域，更加具体地是一种地下核电站堆腔注入系统。
背景技术
地下核电站将核岛等涉核厂房置于地下，利用地下岩体的防护、包容作用，限制潜在的放射性物质向环境释放，提高了核电站安全性，为我国核电安全发展提供了新思路。
在核电站严重事故中，反应堆堆芯因失水发生熔毁，随着事故的发展，堆芯熔融物会向下坍塌至反应堆压力容器底部。此时，防止堆芯熔融物进一步熔穿压力容器，进而将大量放射性物质释放至安全壳显得格外重要。现有技术中，通常采用淹没反应堆堆腔冷却压力容器外壁的方式防止压力容器被熔穿，但受制于核电站布置，现有技术均存在淹没堆腔的冷却水不足，事故会进一步恶化的风险。如AP1000核电技术中，使用安全壳内置换料水箱内的存水淹没堆腔，但严重事故中，停堆后堆芯内放射性核素的衰变热让堆芯留存有7％的热功率，且这剩余功率缓慢衰减，即使经过1年的冷却，其仍保留约0.7MW的热功率，而AP1000内置换料水箱容积有限，不能保证对堆腔的长期淹没和冷却。另一方面，AP1000堆芯熔融物热量导出过程中，通过堆腔淹没将热量直接释放至安全壳内大气中，再通过安全壳表面将热量释放至环境，这种方式直接加热安全壳，不可避免地会造成安全壳压力增高。此外，如中国专利：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统(申请号：CN201210374597.7)利用非能动堆腔注水箱向堆腔注水，同时用换料水箱向堆腔注水，这种方式同样存在堆腔注水量有限的问题。
发明内容
本发明的目的在于克服上述背景技术的不足之处，而提出一种地下核电站堆腔注入系统。
本发明的目的是通过如下技术方案来实施的：一种地下核电站堆腔注入系统，它包括位于地面上的地面水池、位于地下岩层内的安全壳和核废物厂房洞室；
所述的核废物厂房洞室通过堆腔注入管线与安全壳内反应堆堆坑上部连接，
所述的核废物厂房洞室通过堆腔输水管线与安全壳内反应堆堆坑底部相连，
所述的堆腔输水管线依次与堆腔注入热交换器、注入泵、第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器连接；
所述的第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器依次与过滤疏水管线、缓冲水箱和堆腔注入管线相连，
所述的堆腔注入热交换器分别通过地面注水管线和地面排水管线与地面水池相连。
在上述技术方案中：所述的缓冲水箱上设置稳压罐，所述的地面注水管线通过补水阀与缓冲水箱连接。
在上述技术方案中：在所述的第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器四周均布有呈网状的备用管线组。
本发明具有如下优点：1、本发明利用地面水库或水池补水，保障严重事故发生后反应堆堆腔的长期淹没和堆芯的长期冷却，同时堆芯长期冷却有保障，地面水库或水池冷却水量巨大，可保持堆腔长期淹没，地面水库或水池为最终热阱，堆芯热量导出便利；防止堆芯热量在安全壳堆积。
2、本发明中的第一过滤器7、第二过滤器8、第三过滤器9可灵活布置，根据事故进展及注入量大小，可灵活配置接入过滤器，降低系统放射性水平。
附图说明
图1为本发明的结构示意图。
图中：地面水池1、安全壳2、地下岩层3、反应堆堆坑4、堆腔疏水管线5、堆腔注入管线6、第一过滤器7、第二过滤器8、第三过滤器9、注入泵10、堆腔注入热交换器11、缓冲水箱12、稳压罐13、补水阀14、地面注水管线15、地面排水管线16、过滤疏水管线17、备用管线组18、核废物厂房洞室19。图1中的斜向网格表示岩石层。
具体实施方式
下面结合附图详细说明本发明的实施情况，但它们并不构成对本发明的限定，仅作举例而已，同时通过说明本发明的优点将变得更加清楚和容易理解。
参照图1所示：一种地下核电站堆腔注入系统，它包括位于地面上的地面水池1、位于地下岩层内的安全壳2和核废物厂房洞室19；
所述的核废物厂房洞室19通过堆腔注入管线6与安全壳2内反应堆堆坑4上部连接，
所述的核废物厂房洞室19通过堆腔输水管线5与安全壳2内反应堆堆坑4底部相连，
所述的堆腔输水管线5依次与堆腔注入热交换器11、注入泵10、第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9连接；
所述的第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9依次与过滤疏水管线17、缓冲水箱12和堆腔注入管线6相连，
所述的堆腔注入热交换器11分别通过地面注水管线15和地面排水管线16与地面水池1相连。
所述的缓冲水箱12上设置稳压罐13，所述的地面注水管线15通过补水阀14与缓冲水箱12连接，防止地面注水管线因高程差过大带来的水锤效应损伤缓冲水箱12。
在所述的第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9四周均布有呈网状的备用管线组18，可方便地根据事故严重程度选择性地设置并、串联过滤器，将潜在放射性污染限制在尽可能小的范围。
地下核电可利用布置优势，通过地面水池、水库补水，保障反应堆堆腔的长期淹没和堆芯的长期冷却。
本发明还包括如下具体工作过程：包括位于地面上的地面水池1、位于地下岩层3内的安全壳2和核废物厂房洞室19以及相连的管道及设备，核废物厂房洞室19通过堆腔注入管线6与安全壳2内反应堆堆坑4上部相连，核废物厂房洞室19通过堆腔疏水管线5与安全壳2内反应堆堆坑4底部相连；堆腔疏水管线5依次与堆腔注入热交换器11、注入泵10和过滤器组(过滤器组即图中第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9)的相连。
过滤器组依次与过滤疏水管线17、缓冲水箱12及堆腔注入管线6相连；堆腔注入热交换器11通过地面注水管线15和地面排水管线16与地面水池1相连；缓冲水箱12上设置稳压罐13；地面注水管线15经过补水阀14与缓冲水箱12相连，堆腔注入系统构成完整的回路；
过滤器组包含至少2组依次连接的过滤器(第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9，即图中可以为第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9中的任意两个，或者两个以上)；
核废物厂房洞室19设置备用管线组18，方便对过滤器组的多个过滤器进行串并联，有利于对单个过滤器更换和根据事故泄漏的严重情况灵活配置过滤器。
备用管线组18呈网状布置在过滤器组四周，备用管线组18上设置众多阀门，可保证任意两过滤器之间的串并联，当过滤器组布置有多个过滤器时，可通过这些阀门开闭，实现接入过滤器的状态改变，如通过阀门开闭组合，使第一过滤器7与第二过滤器5串联，再与第三过滤器9并联，这种设置可使第三过滤器9的功能在备用过滤器和串接过滤器间灵活切换。
核废物厂房洞室19位于地下且设置了若干组地坑，第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9置于洞室地面以下的地坑内，以降低过滤器内潜在核辐射增加洞室内工作人员辐射剂量的风险，过滤器入口管连至过滤器底部，出口管连至过滤器顶部。
第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9为装填不同颗粒度沸石的容器，容器为一体成型的304不锈钢筒，避免因焊缝缺陷造成放射性废液泄漏，沸石从容器底部至顶部颗粒度依次减小，可使容器底部先过滤大颗粒放射性物质，将放射性尽量集中滞留在离地面远的底部，降低洞室内放射性水平。
稳压罐13上设置超压保护阀，用以防止因补水阀14开启补水瞬间带来的管道超压。
严重事故时，压力容器温度升高，此时启动堆腔注入系统，缓冲水箱12预留冷却水在重力作用下通过堆腔注入管线6从反应堆堆坑4注入，维持反应堆堆腔4的淹没，同时，堆腔注入系统的注入泵10启动，注入泵10通过堆腔疏水管线5将堆腔内被加热的冷却水抽入堆腔注入热交换器11中，在堆腔注入热交换器11内，地面水池1通过地面主水管线15和地面排水管线16的将堆腔注入热交换器11内冷却水的热量循环排至地面水池1。
经过堆腔注入热交换器11冷却的冷却水排至过滤器组内，冷却水依次流经首尾相连的第一过滤器7、第二过滤器8和第三过滤器9，将冷却水内放射性微粒过滤并滞留在过滤器内。经过过滤的冷却水被过滤疏水管线17排至缓冲水箱12，并在注入泵10的压力推动下，经堆腔注入管线6加速注入反应堆堆坑4。完成堆腔注入系统的冷却水循环。
地面水池1内冷却水，通过地面注水管线15进入堆腔注入热交换器11，和从反应堆堆坑4吸入的冷却水发生热量交换，吸热后的冷却水经地面排水管线16排出至地面水池1，完成反应堆堆坑4热量导出过程。
当堆腔注入系统内冷却水因蒸发、逸出等损耗减少时，打开地面注水管线15上的补水阀14，由地面水池1向缓冲水箱12注水，以维持堆腔注入系统的注入水量。当补水阀14打开和关闭瞬间，因巨大的压力作用，会在地面注水管线15中产生巨大压力震荡，此时，与缓冲水箱12连接的稳压罐13自动启动，平衡系统内压力，维持系统安全运行。
其它未详细说明的部分均为现有技术。
Claims (3)
1.一种地下核电站堆腔注入系统，其特征在于：它包括位于地面上的地面水池(1)、位于地下岩层内的安全壳(2)和核废物厂房洞室(19)；
所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔注入管线(6)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)上部连接，
所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔输水管线(5)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)底部相连，
所述的堆腔输水管线(5)依次与堆腔注入热交换器(11)、注入泵(10)、第一过滤器(7)、第二过滤器(8)和第三过滤器(9)连接；
所述的第一过滤器(7)、第二过滤器(8)和第三过滤器(9)依次与过滤疏水管线(17)、缓冲水箱(12)和堆腔注入管线(6)相连，
所述的堆腔注入热交换器(11)分别通过地面注水管线(15)和地面排水管线(16)与地面水池(1)相连。
2.根据权利要求1所述的一种地下核电站堆腔注入系统，其特征在于：所述的缓冲水箱(12)上设置稳压罐(13)，所述的地面注水管线(15)通过补水阀(14)与缓冲水箱(12)连接。
3.根据权利要求1所述的一种地下核电站堆腔注入系统，其特征在于：在所述的第一过滤器(7)、第二过滤器(8)和第三过滤器(9)四周均布有呈网状的备用管线组(18)。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201811621617.XA CN109599192B (zh) | 2018-12-28 | 2018-12-28 | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201811621617.XA CN109599192B (zh) | 2018-12-28 | 2018-12-28 | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN109599192A true CN109599192A (zh) | 2019-04-09 |
| CN109599192B CN109599192B (zh) | 2024-04-12 |
Family
ID=65964577
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201811621617.XA Active CN109599192B (zh) | 2018-12-28 | 2018-12-28 | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN109599192B (zh) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113539528A (zh) * | 2021-07-30 | 2021-10-22 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法 |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102867549A (zh) * | 2012-09-27 | 2013-01-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统 |
| CN102903404A (zh) * | 2012-08-20 | 2013-01-30 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统 |
| JP2015203565A (ja) * | 2014-04-10 | 2015-11-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント |
| CN105427910A (zh) * | 2015-12-28 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统 |
| CN107945893A (zh) * | 2017-10-09 | 2018-04-20 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电厂应急堆芯冷却系统 |
| CN210039651U (zh) * | 2018-12-28 | 2020-02-07 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
-
2018
- 2018-12-28 CN CN201811621617.XA patent/CN109599192B/zh active Active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102903404A (zh) * | 2012-08-20 | 2013-01-30 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站能动与非能动结合的堆芯剩余热量排出系统 |
| CN102867549A (zh) * | 2012-09-27 | 2013-01-09 | 中国核电工程有限公司 | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统 |
| JP2015203565A (ja) * | 2014-04-10 | 2015-11-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 静的原子炉格納容器冷却系および原子力発電プラント |
| CN105427910A (zh) * | 2015-12-28 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统 |
| CN107945893A (zh) * | 2017-10-09 | 2018-04-20 | 中广核研究院有限公司 | 一种核电厂应急堆芯冷却系统 |
| CN210039651U (zh) * | 2018-12-28 | 2020-02-07 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113539528A (zh) * | 2021-07-30 | 2021-10-22 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站非能动循环冷却系统及其使用方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN109599192B (zh) | 2024-04-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106104701B (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 | |
| EP2096644B1 (en) | Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant | |
| CN102163469B (zh) | 一种核电站非能动专设安全系统 | |
| CN202102728U (zh) | 一种用于保证核电站安全的安全系统 | |
| CN202855316U (zh) | 压水堆核电厂安全壳冷却系统 | |
| CN201689688U (zh) | 堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统 | |
| US7983376B2 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
| CN204496934U (zh) | 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统 | |
| CN104361914A (zh) | 非能动安全冷却系统 | |
| CN105957564B (zh) | 一种抑压及安全注射系统 | |
| CN103632736B (zh) | 一种核电站堆腔注水冷却系统 | |
| CN105719706A (zh) | 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统 | |
| CN106251916A (zh) | 一种地下核电站洞室型双层安全壳 | |
| CN205751540U (zh) | 核电站严重事故缓解系统 | |
| CN106328223B (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制系统 | |
| KR20190073829A (ko) | 원자력발전소 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출을 저감시키는 주증기 계통 | |
| CN107093473B (zh) | 一种核反应堆用余热排出系统 | |
| CN103928069B (zh) | 安全壳内置乏燃料池 | |
| JPH0411836B2 (zh) | ||
| CN202887747U (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统 | |
| CN104021824A (zh) | 核电站事故后堆内熔融物滞留系统 | |
| CN103440891A (zh) | 乏燃料水池非能动补水喷淋系统 | |
| CN108281204A (zh) | 一种小型堆安注再循环系统 | |
| CN104091621B (zh) | 非能动堆外冷却系统 | |
| CN109599192A (zh) | 一种地下核电站堆腔注入系统 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |