CN109898900B - 一种核反应堆厂房及其布置方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种核反应堆厂房，包括安全壳和设置于所述安全壳内的厂房内部结构，所述安全壳包括岩体和钢敷面，所述钢敷面敷设于所述岩体的内壁上。还公开一种核反应堆厂房的布置方法，包括：在所述山体内部/所述山体的地面以下部分开凿出内部空间，在所述山体的内壁/所述山体的地面以下部分的壁面上敷设钢敷面；在所述内部空间中布置厂房内部结构。本发明的核反应堆厂房具有超厚岩体形成的安全壳，可抵抗发生事故时安全壳内超压、防止放射性外泄，具有极强的抵御严重外部事件的能力，有利于提高整个核电厂安全性，增强民众对核安全接受程度。

Description

一种核反应堆厂房及其布置方法

技术领域

本发明属于核工程领域，具体涉及一种核反应堆厂房及核反应堆厂房的布置方法。

背景技术

目前，受制于工业技术的限制，已建成及在建核电厂都建造在露天区域，建造方法均采用在基岩设置筏基，在此基础上向上浇灌钢筋混凝土而最终建成核电厂各厂房。这种核电厂的主要建筑只有小部分在地下，绝大部分则裸露在外，容易受到龙卷风、商用大飞机撞击等严重外部事件的威胁。

然而，受当前世界形势的影响，国内或国际上建成、在建及设计中的核电厂，都无法忽视这种外部事件(尤其商用大飞机撞击等恶意事件)的影响，且在设计时还需要满足电厂内各系统物项的功能需求。

目前，核反应堆厂房内部一般设置堆芯、一回路设备、构件池、顶盖间、通行区五大功能区，而像乏燃料池、换料水箱、燃料转运等功能区都是设置在厂房外部，这种布局导致换料工艺复杂，装卸料过程中新乏组件需要反复固定、翻转、换吊车等，需要的支持设备(如吊车、翻转机构、燃料转运通道、燃料转运舱、水下闸门等)多；另外，也无法照顾到乏燃料池的对外防护需求。

发明内容

本发明要解决的技术问题是针对现有技术存在的以上不足，提供一种核反应堆厂房及其布置方法，能够大大增强其抵御外部事件的能力，从而可以使核反应堆厂房的安全性增强。

根据本发明的一个方面，提供一种核反应堆厂房，其技术方案为：

一种核反应堆厂房，包括安全壳和设置于所述安全壳内的厂房内部结构，所述安全壳包括岩体和钢敷面，所述钢敷面敷设于所述岩体的内壁上。

优选的，所述岩体为全封闭结构。

优选的，所述岩体采用山体。

优选的，所述钢覆面上设置有第一肋片和第二肋片，

所述第一肋片，与所述岩体连接，用于将所述厂房内部结构产生的热量传导至所述岩体中；

所述第二肋片，伸入到所述厂房内部结构中，用于安全壳内外的热量交换和/或将冷凝水导入到所述厂房内部结构中。

优选的，所述厂房内部结构包括：反应堆堆芯、主回路设备区、堆内构件存放区、辅助设备区和通行区，

所述反应堆堆芯，设置于所述厂房内部结构的中间位置；

所述主回路设备区、所述堆内构件存放区、所述辅助设备区以及所述通行区均围绕所述反应堆堆芯设置。

优选的，所述主回路设备区包括：第一主回路设备和第二主回路设备，

所述第一主回路设备、所述第二主回路设备处于所述反应堆堆芯的横向轴线方向上，并分设于所述反应堆堆芯的两侧；

所述堆内构件存放区处于所述反应堆堆芯的纵向轴线方向上，并设于所述反应堆堆芯的一侧。

优选的，所述厂房内部结构还包括燃料区，所述燃料区处于所述核反应堆的纵向轴线方向上，并设于所述核反应堆堆芯的与所述堆内构件存放区相对的一侧，

进一步的，所述燃料区包括：乏燃料水池、转运区，

所述乏燃料水池，与所述反应堆堆芯连接，用于贮存乏燃料；

所述转运区，与所述乏燃料水池连接，用于新乏燃料的装卸和转运；

所述辅助设备区，设置于所述第一主回路设备与所述燃料区的夹角方向上。

进一步的，所述辅助设备区包括化容换热器、乏池检修设备和补水箱，

所述化容换热器，与所述反应堆堆芯连接，用于调节进出所述反应堆堆芯的冷却剂回路的净化水温度；

所述乏池检修设备，与所述化容换热器并列设置，用于对所述乏燃料池进行检漏；

所述补水箱，与所述反应堆堆芯连接，用于给所述反应堆堆芯补水。

优选的，所述厂房内部结构还包括换料水箱，

所述换料水箱，设置于所述第二主回路设备与所述燃料区的夹角方向上，并与所述第一主回路设备、第二主回路设备连接，用于正常工况时的换料用水和所述乏燃料池的长期淹没补水、和/或事故工况时提供淹没所述反应堆堆芯用水，和/或将所述反应堆堆芯余热、乏燃料剩余衰变热导出。

优选的，所述通行区设置于所述第二主回路设备与所述堆内构件存放区的夹角方向上，和/或，所述辅助设备区与所述燃料区的夹角方向上。

本发明提供的核反应堆厂房，由于其外部的安全壳具有超厚岩体，可以有效提高核反应堆厂房内部的反应堆堆芯及乏燃料水池等抵御外部突发事件的能力；并且，厂房内部结构通过以反应堆堆芯为核心，通过合理布局，科学规划，空间利用率高，既可以满足反应堆系统各设备的布置要求，又可以有效提高核反应堆厂房内的辐射防护水平；同时，由于核反应堆厂房设有规划合理的对外通道，可以提高建设及运行维修的工作效率，还可以便于事故时逃生。可见，所述核反应堆厂房能够兼顾对严重外部事件的威胁的防护和专注于厂房内部结构本身功能的完善。

本发明人考虑到，随着隧道掘进机技术的发展，使得核电建设中的长隧洞、大埋深的暗挖作业成为可能，因此想到可以在山林的全封闭的环境中布置核反应堆厂房，从而使其具有非能动专设安全设施，因而，

根据本发明的另一个方面，提供一种核反应堆厂房的布置方法，包括如下步骤：

制作安全壳：选取山体，作为所述安全壳的岩体，在所述山体内部/所述山体的地面以下部分开凿出内部空间，在所述山体的内壁/所述山体的地面以下部分的壁面上敷设钢敷面；

在所述内部空间中布置厂房内部结构。

本发明核反应堆厂房的布置方法，通过选取天然的山体作为核反应堆厂房的安全壳的外部组成部分，并在山体内部或底部开凿出内部空间用以布置厂房内部结构，使得厂房内部结构被超厚岩体包围，即在自然条件下就能将厂房内部结构布置在全岩体的全封闭环境中，可以完全忽略龙卷风、商用大飞机等外部事件的影响，并可抵抗发生事故时安全壳内超压、防止放射性外泄，可见其抵御严重外部事件的能力极强，有利于提高整个核电厂安全性，增强民众对核安全接受程度。

附图说明

图1为本发明实施例中的核反应堆厂房的俯视图；

图2为图1的A-A方向剖视图。

图中：1-反应堆堆芯；2-第一主回路设备；3-第二主回路设备；4-堆内构件存放区；5-乏燃料水池；6-转运区；61-容器装载井；62-容器准备井及管道间；7-辅助设备区；71-化容换热器；72-乏池检修设备；73-补水箱；8-楼梯电梯间；9-换料水箱；10-岩体；11-钢覆面；12-第一肋片；13-第二肋片；14-吊机。

具体实施方式

为使本领域技术人员更好的理解本发明的技术方案，下面将结合本发明中的附图，对本发明中的技术方案进行清楚、完整的描述，显然，所描述的实施例是本发明的一部分实施例，而不是全部实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明的保护范围。

针对现有技术中核反应堆厂房的设计无法抛开外部事件威胁的影响，本发明提供了一种能够提高整个核电厂安全性能的核反应堆厂房，其包括安全壳和设置于所述安全壳内的厂房内部结构，所述安全壳包括岩体和钢敷面，所述钢敷面敷设于所述岩体的内壁上。

相应地，本发明还提供了一种核反应堆厂房的布置方法，其包括如下步骤：制作安全壳：选取山体，作为所述安全壳的岩体，在所述山体内部/所述山体的地面以下部分开凿出内部空间，在所述山体的内壁/所述山体的地面以下部分的壁面上敷设钢敷面；在所述内部空间中布置厂房内部结构。

实施例1

如图1所示，本实施例公开一种核反应堆厂房，主要包括安全壳和厂房内部结构，厂房内部结构设置于安全壳内，安全壳可以避免反应堆厂房事故后的超压，以及防止放射性外泄，并大大增强核反应堆厂房抵御严重外部事件的能力，起保护作用；厂房内部结构主要用于容纳或设置反应堆堆芯1、主回路设备区、堆内构件存放区4、辅助设备区7、通行区等功能区。

具体的，本实施例中，安全壳包括内外两层，外层为岩体10，内层为钢敷面11，其中钢敷面11敷设于岩体的内壁上。也就是说，安全壳由内敷钢覆面11的岩体10构成，钢覆面11可以防止核反应堆厂房内部的放射性物质外泄。岩体10为全封闭结构，岩体10优选采用山体，即可以直接选择自然环境中的山体作为安全壳的外层，岩体10的厚度范围最好达到5m，优选5m-20m。通过采用具有全封闭结构的超厚岩体的安全壳，既可以防止事故时安全壳内超压而导致放射性物质外逸，又可以为核反应堆厂房内部结构(尤其是反应堆堆芯)提供防护，以免受商用大飞机撞击或龙卷风等外部极端事件的危害，还可以用于为周边厂房(电气厂房、辅助厂房等)提供防护，避免反应堆厂房事故对周边厂房产生危害，甚至，超厚岩体还可作为最终热阱，用于事故时容纳堆芯余热和乏燃料的剩余衰变热。本实施例对岩体的种类不作进一步限定。

如图2所示，在钢覆面11的两侧上分别设置有第一肋片12和第二肋片13，实现安全壳内非能动热量导出，其中：第一肋片12与岩体10连接并伸入到岩体10中，用于在事故发生时将核反应堆厂房内部结构产生的热量传导至岩体10中，以保证事故发生时何方应对厂房内部热量的非能动导出，主要起散热作用；第二肋片13伸入到厂房内部结构中，用于在事故发生时加强核反应堆厂房安全壳内外的热量交换，和/或，将冷凝水导入到所述厂房内部结构中，也就是说，将安全壳内的蒸汽通过第一肋片12、第二肋片13与岩体10换热冷凝，凝结水在自身重力作用下沿第二肋片13向下坠落，进入厂房内部，实现核反应堆厂房内部非能动“壳内喷淋”的效果，以增强反应堆厂房抵御内部事故的能力。本实施例中对第一肋片12和第二肋片13的数量均不作进一步限定，具体数量可以根据实际需求确定。

如图2所示，与传统的圆柱体形的核反应堆厂房不同，本实施例中的安全壳内，核反应堆厂房内部空间呈类似长方体形，其中：厂房内部空间的下部为长方体形，上部为拱形。厂房内部结构包含的反应堆堆芯1、主回路设备区、堆内构件存放区4等功能区域可根据需求采用各种形状进行设计，对厂房的尺寸规模本实施例不作进一步限定。

进一步的，如图1所示，反应堆堆芯1设置于厂房内部结构的中间位置；主回路设备区、堆内构件存放区4、辅助设备区7以及通行区均围绕反应堆堆芯1设置。

具体的，反应堆堆芯1设置于厂房内部结构的中间位置，反应堆堆芯1的中心与厂房内部结构的纵向中心线及横向中心线的交点重合。核反应堆厂房的厂房内部结构的其他组成部分均以反应堆堆芯1为核心进行布局，其中：主回路设备区可以包括一个或多个环路，本实施例优选为两个环路，即主回路设备区包括：第一主回路设备2和第二主回路设备3，第一主回路设备2、第二主回路设备3处于反应堆堆芯1的横向轴线(横向轴线，即以反应堆堆芯中心为原点，穿过所述原点的横线)方向上，并分设于反应堆堆芯1的两侧，这样布置主要是方便主回路冷却剂系统设计以及堆芯换料维修方便，另外也有利于操作平台上部吊车等的布置设计等。

堆内构件存放区4处于反应堆堆芯1的纵向轴线(纵向轴线，即以反应堆堆芯中心为原点，穿过所述原点的竖线)方向上，并设于反应堆堆芯1的一侧。

进一步的，厂房内部结构还包括燃料区，燃料区处于核反应堆的纵向轴线方向上，并设于核反应堆堆芯1的与堆内构件存放区4相对的一侧。

进一步的，厂房内部结构还包括换料水箱9，换料水箱9设置于第二主回路设备3与燃料区的夹角方向上。

具体的，燃料区包括：乏燃料水池5、转运区6。乏燃料水池5、转运区6均设置于沿反应堆堆芯1纵向轴线方向上的与堆内构件存放区4相对的一侧，其中：乏燃料水池5与反应堆堆芯1连接，中间以水闸门隔开，用于贮存乏燃料组件；转运区6与乏燃料水池5连接，包括容器装载井61、容器准备井及管道间62(其中：容器准备井位于上部空间，管道间位于下部空间)等区域，主要用于新乏燃料组件的装卸和转运。

本实施例中，将乏燃料水池5设置于核反应堆厂房内部，且设置于靠近核反应堆堆芯1的位置，有利于使反应堆堆芯1产生的乏燃料组件转运到乏燃料水池5。容器装载井61和容器准备井靠近乏燃料水池5设置，最好还靠近换料水箱9，优选设置于乏燃料水池5和换料水箱9之间，以保证换料等操作期间乏燃料组件都处于水下屏蔽状态，提高安全性。管道间62优选设置于靠近换热水箱9，可以用作检修通道，方便工作人员对乏燃料水池5和换料水箱9的检修及日常维护。

具体的，本实施例中换料水箱9与传统的布置方法不同，将换料水箱9设置于核反应堆厂房的内部，准确的说是设置于主回路设备区中的第二主回路设备3与乏燃料水池5、转运区6的夹角方向上，换料水箱9与第一主回路设备2、第二主回路设备3连接，正常工况时用于提供换料用水和乏燃料池5的长期淹没补水，LOCA事故(即loss of coolantaccident，冷却剂丧失事故)工况时用于提供淹没反应堆堆芯1用水，并将反应堆堆芯1余热、乏燃料剩余衰变热导出。对换热水箱9的容量本实施例不作进一步限定，但是其容量需要满足在正常换料期间使换料操作在水下屏蔽状态，在LOCA事故时保证长期冷却模式下所需要的反应堆堆芯淹没水位等需求。

本实施例中的换料水箱9的设计是基于非能动安全理念考虑，可满足专设安全设施功能的要求，在换热水箱9上设置有特殊的冷凝水收集、分配装置，当事故发生时，可实现对乏燃料水池5以及反应堆堆芯1的非能动淹没补水，具体过程如下：事故发生时，换料水箱9内的水非能动注入反应堆堆芯1，并最终淹没反应堆堆芯1的内部空腔及周边区域；从换料水箱9出来的冷水吸收反应堆堆芯1的余热及乏燃料剩余衰变热后蒸发，蒸汽通过安全壳的钢覆面11上的第一肋片12与岩体10进行换热后凝结成水，冷凝水在重力作用下沿安全壳的内壁向下汇聚，被设置于操作平台(即厂房内部结构包含的反应堆堆芯、堆内构件存放区、主回路设备区等功能区)上方的冷凝水收集装置收集，主要用于导入到乏燃料水池5，以保证乏燃料水池补水，其次，多余的冷凝水通过设置溢流管道导入到换料水箱9，进行循环使用。在事故发生时，本实施例中的核反应堆厂房依靠全范围非能动而不用借助任何能动设备就能实现核反应堆安全停堆。

如图1所示，在本实施例中，将堆内构件存放区4、反应堆堆芯1、乏燃料水池5和转运区6设置于一条直线上。可以在厂房内部结构中设置吊机14，与传统设计的环吊不同，本实施例中的吊机14采用行吊，这样可以将吊机14悬于堆内构件存放区4、反应堆堆芯1、乏燃料水池5和转运区6所在位置的正上方，在乏燃料卸料时不需要燃料翻转，反应堆堆芯1产生的乏燃料可以直接通过大型吊机14吊出来再平移运到乏燃料水池5进行储存，堆内构件及屏蔽容器转运也可以通过大型吊机14实现，这样可以节省设备，提高工作效率，同时还能提高空间利用率。厂房内部结构中还可以设置有装卸料机，优选设置于燃料区，用于换料操作及乏燃料装桶操作，可以提高工作效率。

进一步的，厂房内部结构中的辅助设备区设置于第一主回路设备1与燃料区的夹角方向上。

具体的，辅助设备区7应尽量靠近反应堆堆芯1，辅助设备区7包括化容换热器71、乏池检修设备72、补水箱73等，其中：化容换热器71设置于靠近反应堆堆芯1的位置，并与反应堆堆芯1连接，主要用于调节进出反应堆堆芯1的冷却剂回路的净化水温度；乏池检修设备72与化容换热器并列设置，并与乏燃料水池5连接，主要用于对乏燃料水池5进行检漏；补水箱73设置于辅助设备区7的中部位置，与反应堆堆芯1连接，用于LOCA事故时向反应堆堆芯1补充水，以冷却反应堆堆芯1。

进一步的，在厂房内部结构中还设置有安注箱，安注箱可以设置于厂房内部结构中的任一空置位置，优选设置于辅助设备区，本实施例对安注箱的数量和具体位置不作进一步限定。

当LOCA事故时，安注箱进行高压安注，向主回路设备区补充水，以淹没并冷却反应堆堆芯1，避免反应堆堆芯1熔毁而发生放射性物质外泄。换料水箱9、补水箱73、安注箱等设备之间相互配合，构成了本实施例中的非能动安全功能系统，可以有效提高核反应堆厂房的安全性。

具体的，通行区作为核反应堆厂房与外部的接口，主要包括楼梯电梯间8及转运层等部分。本实施例中，楼梯电梯间8可以设置于主回路设备区中的第二主回路设备3与堆内构件存放区4的夹角方向上，便于工作人员进入主回路设备区等区域；或者设置于辅助设备区7与燃料区的夹角方向上，准确的说是在靠近乏池检修设备72与转运区6中的装载井61的夹角处，这样有利于设备、新乏燃料的运输及工作人员通行；还可以同时在这两个地方分别设置楼梯电梯间8，这样设置在事故发生时还能便于工作人员逃生。

本实施例中的厂房内部结构设置于超厚岩体内，优选山体内部，通过设置转运层，使得厂房内部结构所需要的设备可以直接通过运输车辆运送进入转运层，避免了传统的核反应堆厂房在进行主设备转运安装时需要在厂房外专门设置龙门吊等辅助设备，使核反应堆厂房的结构设置更简单、合理。

本实施例提供的核反应堆厂房，外部具有超厚岩体安全壳，可以有效提高核反应堆厂房内部的反应堆堆芯及乏燃料水池等抵御外部突发事件能力；厂房内部结构通过以反应堆堆芯为核心，合理布局，科学规划，放射性控制区规划合理，既可以满足反应堆系统各设备的布置要求，又可以有效提高核反应堆厂房内的辐射防护水平；核反应堆厂房设有规划合理的对外通道，可以提高建设及运行维修的工作效率，便于事故时逃生。

本实施例的核反应堆厂房相对于传统的核反应堆厂房来说，可以完全满足更高的安全要求，可以满足第三代核电技术的要求，有利于提高整个核电厂的安全性，增强民众对核安全的接受程度。

实施例2

本实施例公开一种核反应堆厂房的布置方法，包括以下步骤：

S1,制作安全壳：选取山体，作为安全壳的岩体，在山体内部/山体的地面以下部分开凿出内部空间，在山体的内壁/山体的地面以下部分的壁面上敷设钢敷面；

具体的，可以根据天然形成的地理环境，即自然环境中的山体，来构建核反应堆厂房的安全壳中的岩体10，从而使厂房内部结构能够自然地处于全岩体环境中。其中，厂房内部结构可以是设置在在山体内部，也可以是设置在非山体地貌的地面以下部分，在后一种情况中，是将整个山体作为安全壳的岩体10。本实施例中，通过利用山体作为屏障，以达到避免核反应堆厂房事故后超压和具有抵抗龙卷风、飞机撞击等严重外部事件的能力。

可以采用隧道挖掘技术，在山体内部或山体的地面以下部分挖掘以开凿出内部空间，用于容纳和布置厂房内部结构。

然后，在岩体10的内壁上敷设钢覆面10，以防止放射性物质外泄。

再在钢覆面10上布置第一肋片12和第二肋片13，其中：将第一肋片12插入到岩体10中，将第二肋片13伸入到厂房内部结构中，以实现安全壳内非能动热量导出。

S2，在所述内部空间布置厂房内部结构。

具体来说，如图1所示，在内部空间的中心位置布置核反应堆堆芯1；再以核反应堆堆芯1为中心(与厂房内部结构的纵向中心线及横向中心线的交点重合)，以反应堆堆芯中心为原点，取穿过所述原点的横线为横向轴线，取穿过所述原点的竖线为竖向轴线，在核反应堆堆芯1的横向轴线方向上布置第一主回路设备2和第二主回路设备3，且第一主回路设备2和第二主回路设备3分别布置在核反应堆堆芯1的两侧，以便主回路冷却剂系统设计以及堆芯换料维修；

在核反应堆堆芯1的纵向轴线方向上布置堆内构件存放区4，且堆内构件存放区4可以选择布置在核反应堆堆芯的两侧中的其中任意一侧；

在核反应堆堆芯1的纵向轴线方向上与堆内构件存放区4相对的一侧布置燃料区，在燃料区内布置乏燃料水池和转运区，其中，在靠近核反应堆堆芯1的一端布置乏燃料水池5，以便新乏燃料进入乏燃料水池进行贮存，在其另一端布置转运区6，在转运区6内布置容器装载井61、容器准备井及管道间62，以便新乏燃料组件的装卸和转运；

在第一主回路设备2与燃料区的夹角方向上布置辅助设备区7，在辅助设备区7内靠近核反应堆堆芯的一端布置化容换热器71，以便调节进出反应堆堆芯1的冷却剂回路的净化水温度，在其另一端布置乏池检修设备72，以便对乏燃料水池5进行检漏，在辅助设备区7的中间位置布置补水箱73，以便在LOCA事故时向反应堆堆芯1补充水量，使反应堆堆芯1冷却；

在第二主回路设备3与乏燃料水池5、转运区6的夹角方向上布置换热水箱9，以便为核反应堆堆芯1进行补水；

在第二主回路设备3与堆内构件存放区4的夹角方向上或在辅助设备区7与燃料区的夹角方向上，分别设置通行区，或者在这两个地方都设置通行区，在通行区内布置楼梯电梯间8及转运层，转运层设置成可以容纳运输车辆通行，以便设备、新乏燃料的运输及工作人员通行。

本实施例反应堆厂房内部结构布局是基于非能动安全理念设计，根据各个功能区的功能及核反应堆运行流程进行梳理，确定了以核反应堆堆芯为核心、其他功能区围绕核反应堆堆芯布置的设计方案，布局简单、合理，有利于实现反应堆厂房的安全、高效运行，提高抵御事故的能力。

本发明公开的核反应堆厂房的布置方法，通过将山体作为核反应堆厂房的安全壳的组成部分，使得厂房内部结构被超厚岩体包围，即厂房内部结构布置在全岩体的全封闭环境中，可以完全忽略龙卷风、商用大飞机等外部事件的影响，并可抵抗发生事故时安全壳内超压、防止放射性外泄，可见其抵御严重外部事件的能力极强，有利于提高整个核电厂安全性，增强民众对核安全接受程度。

可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (9)

1.一种核反应堆厂房，其特征在于，包括安全壳和设置于所述安全壳内的厂房内部结构，

所述安全壳包括岩体(10)和钢敷面(11)，所述钢敷面敷设于所述岩体的内壁上，

所述岩体为全封闭结构，且岩体的厚度大于等于5m，

所述钢覆面上设置有第一肋片(12)和第二肋片(13)，

所述第一肋片，与所述岩体连接，用于将所述厂房内部结构产生的热量传导至所述岩体中，

所述第二肋片，伸入到所述厂房内部结构中，用于所述安全壳内外的热量交换和/或将冷凝水导入到所述厂房内部结构中，

所述厂房内部结构包括反应堆堆芯(1)、燃料区、换料水箱(9)以及冷凝水收集装置，所述燃料区包括乏燃料水池(5)，

所述换料水箱内的水用于在事故发生时注入所述反应堆堆芯，并在吸收所述反应堆堆芯的余热及乏燃料剩余衰变热后蒸发，所形成的蒸汽通过所述第一肋片与所述岩体进行换热后凝结成冷凝水，所述冷凝水沿所述第二肋片向下坠落，由所述冷凝水收集装置收集后导入所述乏燃料水池，多余的冷凝水导入所述换热水箱，以此循环使用。

2.根据权利要求1所述的核反应堆厂房，其特征在于，所述岩体采用山体。

3.根据权利要求1或2所述的核反应堆厂房，其特征在于，所述厂房内部结构还包括：主回路设备区、堆内构件存放区(4)、辅助设备区(7)和通行区，

所述反应堆堆芯，设置于所述厂房内部结构的中间位置；

所述主回路设备区、所述堆内构件存放区、所述辅助设备区以及所述通行区均围绕所述反应堆堆芯设置。

4.根据权利要求3所述的核反应堆厂房，其特征在于，所述主回路设备区包括：第一主回路设备(2)和第二主回路设备(3)，

所述第一主回路设备、所述第二主回路设备处于所述反应堆堆芯的横向轴线方向上，并分设于所述反应堆堆芯的两侧；

所述堆内构件存放区处于所述反应堆堆芯的纵向轴线方向上，并设于所述反应堆堆芯的一侧。

5.根据权利要求4所述的核反应堆厂房，其特征在于，

所述燃料区处于所述核反应堆的纵向轴线方向上，并设于所述核反应堆堆芯的与所述堆内构件存放区相对的一侧，所述燃料区还包括：转运区(6)，

所述转运区，与所述乏燃料水池连接，用于新乏燃料的装卸和转运；

所述辅助设备区设置于所述第一主回路设备与所述燃料区的夹角方向上。

6.根据权利要求5所述的核反应堆厂房，其特征在于，所述辅助设备区包括化容换热器(71)、乏池检修设备(72)和补水箱(73)，

所述化容换热器，与所述反应堆堆芯连接，用于调节进出所述反应堆堆芯的冷却剂回路的净化水温度；

乏池检修设备，与所述化容换热器并列设置，用于对所述乏燃料池进行检漏；

所述补水箱，与所述反应堆堆芯连接，用于给所述反应堆堆芯补水。

7.根据权利要求5所述的核反应堆厂房，其特征在于，

所述换料水箱，设置于所述第二主回路设备与所述燃料区的夹角方向上，并与所述第一主回路设备、第二主回路设备连接。

8.根据权利要求5所述的核反应堆厂房，其特征在于，所述通行区设置于所述第二主回路设备与所述堆内构件存放区的夹角方向上，和/或，所述辅助设备区与所述燃料区的夹角方向上。

9.一种采用权利要求1-8任一项所述的核反应堆厂房的布置方法，其特征在于，包括如下步骤：

制作安全壳：选取山体，作为所述安全壳的岩体(10)，且岩体的厚度大于等于5m，在所述山体的内部/所述山体的地面以下部分开凿出内部空间，在所述山体的内壁/所述山体的地面以下部分的壁面上敷设钢敷面(11)；

在所述内部空间中布置厂房内部结构，

其中，所述钢覆面上设置有第一肋片(12)和第二肋片(13)，

所述第一肋片，与所述岩体连接，用于将所述厂房内部结构产生的热量传导至所述岩体中，

所述第二肋片，伸入到所述厂房内部结构中，用于所述安全壳内外的热量交换和/或将冷凝水导入到所述厂房内部结构中，

所述厂房内部结构包括反应堆堆芯(1)、燃料区、换料水箱(9)以及冷凝水收集装置，所述燃料区包括乏燃料水池(5)，

所述换料水箱内的水用于在事故发生时注入所述反应堆堆芯，并在吸收所述反应堆堆芯的余热及乏燃料剩余衰变热后蒸发，所形成的蒸汽通过所述第一肋片与所述岩体进行换热后凝结成冷凝水，所述冷凝水沿所述第二肋片向下坠落，由所述冷凝水收集装置收集后导入所述乏燃料水池，多余的冷凝水导入所述换热水箱，以此循环使用。

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