CN113314238A - 一种三代核电站反应堆厂房及其布置方法、核电站 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种三代核电站反应堆厂房及其布置方法、核电站。布置方法包括：将一安全壳内部空间从下到上划分为八层，将堆坑、内置换料水箱和安注箱布置在第一层，主泵、蒸汽发生器和非能动注水水池布置在第三层，第一、三层之间的连接管线布置在第二层；堆内构件储存池布置在第四层，稳压器和堆坑水池布置在第五层，主泵消防水箱布置在第六层，设备操作与转运平台布置在第七层，喷淋环管和非能动交换器设置在第八层，在第八层外部设置冷却水箱和非能动冷凝器。本发明通过将安全壳内部分层，且将安全壳内部结构设备进行全新分层分配布置，使得该三代核电站反应堆厂房内部结构紧凑，且满足系统功能要求和三代核电站安全要求。

Description

一种三代核电站反应堆厂房及其布置方法、核电站

技术领域

本发明涉及核电技术领域，具体涉及一种三代核电站反应堆厂房及其布置方法、核电站。

背景技术

传统的核电机组，如二代及二代改进型核电机组，其反应堆厂房主要是布置反应堆压力容器、一回路系统和设备、专设安全系统设备和管道、二回路辅助系统。这种布置的反应堆厂房在事故预防和缓解等安全性方面的能力较弱，难以应对自然灾害等严重事故(如类似日本福岛核电站事故)造成的危害。

目前，第三代核电机组的反应堆冷却剂系统采用多环路设计，即多个冷却剂环路与反应堆压力容器并联，每个环路包括一个蒸汽发生器和一个反应堆冷却剂泵。现有技术中针对其提出了“能动”、“能动+非能动”安全系统设计理念，由于安全系统占用空间大且结构复杂，目前仅有具有能动安全系统的第三代核电机组建成的少数范例，如俄罗斯VVER机组。

中国核工业集团提出了“能动+非能动”安全系统的概念，其中，安注箱注入系统用于在发生冷却剂丧失事故时向反应堆冷却剂系统中注入冷却剂以实现应急堆芯冷却；堆腔注水系统由能动和非能动子系统组成，其通过向反应堆压力容器外表面和保温层之间的流道注水来实现对反应堆压力容器的冷却，从而维持反应堆压力容器的完整性并实现堆芯熔融物的堆内滞留，非能动子系统在能动子系统失效时启动；辅助给水系统用于在正常给水丧失时为蒸汽发生器二次侧提供应急补水并导出堆芯余热；二次侧非能动余热排出系统在辅助给水子系统失效时启动，以非能动方式为蒸汽发生器提供补水；安全壳喷淋系统通过喷淋、冷凝将发生冷却剂丧失事故或主蒸汽管道破裂事故时释放到安全壳内的蒸汽进行冷却，非能动安全壳热量导出系统用于在发生多重失效的超设计基准事故时排出安全壳内的热量，从而确保安全壳内的压力和温度不会超过设计限值。

虽然实现上述系统中各子系统的结构较为简单成熟，且现有技术满足本系统功能的结构描述也较多，但由于能动和非能动安全系统均包括大容量水箱，其直接影响到反应堆厂房其他结构尤其是大件的布局，导致很难在有限的空间下建成具备上述“能动+非能动”安全系统的反应堆厂房，目前还没有关于满足上述系统功能的反应堆厂房布置的详细报道。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是针对上述“能动+非能动”设计概念，提供一种三代核电站反应堆厂房的布置方法，通过该方法布置的三代核电站反应堆厂房结构紧凑合理，且满足系统功能要求及三代核电站安全要求，还相应提供一种三代核电站反应堆厂房及核电站。

解决本发明技术问题所采用的技术方案是：

本发明提供一种三代核电站反应堆厂房的布置方法，包括：将一安全壳内部空间从下到上划分为八层，将堆坑布置在第一层及以上的多层中，且将反应堆压力容器的下部置于堆坑中，反应堆压力容器的上部贯穿多层；

将安全注入系统的内置换料水箱和安注箱布置在第一层，

将主泵布置在第三层，将蒸汽发生器和非能动堆腔注水子系统的注水水池布置在第三层及以上的多层中，且确保注水水池内的水能够在重力作用下注入反应堆压力容器和堆坑之间，

将内置换料水箱与反应堆冷却剂系统之间的连接管线，以及安注箱与反应堆冷却剂系统之间的连接管线布置在第二层；

将堆内构件储存池、反应堆冷却剂管道的热段和冷段布置在第四层，将稳压器和堆坑水池布置在第五层，所述堆内构件储存池向上延伸至第五层且与堆坑水池相连通；

将主泵消防水箱布置在第六层，将设备操作与转运平台布置在第七层，将安全壳喷淋系统的喷淋环管和非能动安全壳热量导出系统的热交换器设置在第八层，

在安全壳外壁与第八层对应的位置设置冷却水箱和二次侧非能动余热排出系统的冷凝器，所述冷却水箱分别为冷凝器和换热器提供冷却水源。

可选地，将安全壳连续通风系统的风机、堆坑通风小室、反应堆疏水排气系统的工艺疏水箱和地坑泵布置在第一层。

可选地，将反应堆冷却剂系统中的疏水箱和疏水泵、堆腔注水系统中的净化设备、以及内置换热水箱吸入口布置在第二层。

可选地，将化学和容积控制系统中的热交换器、安全壳空气净化系统中的高效粒子过滤器及碘吸附器布置在第三层。

可选地，将堆坑通风系统的风机、安全壳空气净化系统的风机和压缩空气罐，以及反应堆厂房与燃料厂房之间的燃料转运通道设置在第四层。

可选地，将主给水管道由电气厂房从第五层进入所述安全壳；将主蒸汽管道从第六层进入电气厂房。

可选地，在所述第三层设置供人员和小体积设备进出安全壳的人员闸门，在各层之间设置供人员和小体积设备通行的电梯或钢爬梯；在所述第七层设置供大型设备进出安全壳的设备闸门，在层与层的分隔底板上开设设备安装洞，以供大型设备转运；在第五层设置应急闸门。

可选地，将安全壳设置为内外双层壳结构，将消防系统、疏水排气系统、双壳内通风系统的管道布置在安全壳内外壳之间的环形空间内，所述通风系统用于将环形空间维持在负压环境，以收集并过滤安全壳内部泄漏至环形空间的气体。

可选地，将安全壳喷淋系统的安全喷淋泵、辅助给水系统的辅助给水泵和能动堆腔注水子系统的堆腔注水泵均设于安全壳外。

可选地，将第一层除堆坑和设备以外的其余空间围合形成内置换料水箱。

可选地，所述第一层和第二层均设于地面以下，所述第三层至第八层设于地面以上。

本发明还提供一种上述的布置方法所布置的三代核电站反应堆厂房。

本发明还提供一种核电站，包括燃料厂房、安全厂房、电气厂房、以及上述的反应堆厂房。

本发明摒弃以往根据功能分区设置设备的做法，通过将安全壳内部分层，且将安全壳内部结构设备进行全新分层分配布置，使得原反应堆冷却剂系统和能动安全系统所属的设备和管道，和新增的占用空间巨大的非能动安全系统紧凑、科学合理地布置在安全壳内，且满足系统功能要求和三代核电站安全要求，从而丰富和完善了事故预防和缓解措施，充分保证了核电厂的安全性、同时具有先进性和成熟性。

附图说明

图1为本发明实施例中反应堆厂房的立面剖视图；

图2为本发明实施例中反应堆厂房第一层的俯视图；

图3为本发明实施例中反应堆厂房第二层的俯视图；

图4为本发明实施例中反应堆厂房第三层的俯视图；

图5为本发明实施例中反应堆厂房第四层的俯视图；

图6为本发明实施例中反应堆厂房第五层的俯视图；

图7为本发明实施例中反应堆厂房第六层的俯视图；

图8为本发明实施例中反应堆厂房第七层的俯视图；

图9为本发明实施例中反应堆厂房第八层的俯视图。

图中：1-外壳；2-内壳；3-贯穿件；10-第一层；11-内置换料水箱；12-安注箱；13-安全壳连续通风系统中的风机；14-地坑泵；20-第二层；21-疏水箱；22-疏水泵；23-堆腔注水系统中的净化设备；24-内置换热水箱吸入口；30-第三层；31-反应堆压力容器；32-蒸汽发生器；33-主泵；34-注水水池；35-人员闸门；36-密封门；37-化学和容积控制系统中的热交换器；38-安全壳空气净化系统中的高效粒子过滤器及碘吸附器；39-泄压箱；40-第四层；41-热段；42-冷段；43-稳压器波动管；44-堆内构件存储池；45-燃料转运通道；50-第五层；51-稳压器；52-堆坑水池；53-应急闸门；54主给水管道；60-第六层；61-主蒸汽管道；70-第七层；71-设备闸门；80-第八层；81-第一隔间；82-喷淋环管；83-冷却水箱；84-第二隔间；85-第三隔间；86-压力容器顶盖。

具体实施方式

下面将结合本发明中的附图，对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，而不是全部的实施例。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，都属于本发明的范围。

在本发明的描述中，需要说明的是，属于“上”等指示方位或位置关系是基于附图所示的方位或者位置关系，仅是为了便于和简化描述，而并不是指示或者暗示所指的装置或者元件必须设有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。

在本发明的描述中，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或者暗示相对重要性。

在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“连接”、“设置”、“安装”、“固定”等应做广义理解，例如可以是固定连接也可以是可拆卸地连接，或者一体地连接；可以是直接相连，也可以是通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

本发明提供一种三代核电站反应堆厂房的布置方法，包括：将一安全壳内部空间从下到上划分为八层，将堆坑布置在第一层及以上的多层中，且将反应堆压力容器的下部置于堆坑中，反应堆压力容器的上部贯穿多层；

将安全注入系统的内置换料水箱和安注箱布置在第一层，

将主泵布置在第三层，将蒸汽发生器和非能动堆腔注水子系统的注水水池布置在第三层及以上的多层中，且确保注水水池内的水能够在重力作用下注入反应堆压力容器和堆坑之间，

将内置换料水箱与反应堆冷却剂系统之间的连接管线，以及安注箱与反应堆冷却剂系统之间的连接管线布置在第二层；

将堆内构件储存池、反应堆冷却剂管道的热段和冷段布置在第四层，将稳压器和堆坑水池布置在第五层，所述堆内构件储存池向上延伸至第五层且与堆坑水池相连通；

将主泵消防水箱布置在第六层，将设备操作与转运平台布置在第七层，将安全壳喷淋系统的喷淋环管和非能动安全壳热量导出系统的热交换器设置在第八层，

在安全壳外壁与第八层对应的位置设置冷却水箱和二次侧非能动余热排出系统的冷凝器，所述冷却水箱分别为冷凝器和换热器提供冷却水源。

本发明还提供一种上述的布置方法所布置的三代核电站反应堆厂房。

本发明还提供一种核电站，包括燃料厂房、安全厂房、电气厂房、以及上述的反应堆厂房。

实施例1：

如图1-图9所示，本实施例提供一种三代核电站反应堆厂房的布置方法，包括：将一安全壳内部空间从下到上划分为八层，将堆坑布置在第一层及以上的多层中，且将反应堆压力容器31的下部置于堆坑中，反应堆压力容器31的上部贯穿多层；

将安全注入系统的内置换料水箱11和安注箱12布置在第一层10，

将主泵33布置在第三层30，将蒸汽发生器32和非能动堆腔注水子系统的注水水池34布置在第三层30及以上的多层中，且确保注水水池34内的水能够在重力作用下注入反应堆压力容器31和堆坑之间，

将内置换料水箱11与反应堆冷却剂系统之间的连接管线，以及安注箱12与反应堆冷却剂系统之间的连接管线布置在第二层20；

将堆内构件储存池44、反应堆冷却剂管道的热段41和冷段42布置在第四层40，将稳压器51和堆坑水池52布置在第五层50，堆内构件储存池44向上延伸至第五层50且与堆坑水池52相连通；

将主泵消防水箱布置在第六层60，将设备操作与转运平台布置在第七层70，将安全壳喷淋系统的喷淋环管82和非能动安全壳热量导出系统的热交换器设置在第八层80，

在安全壳外壁与第八层80对应的位置设置冷却水箱和二次侧非能动余热排出系统的冷凝器，冷却水箱分别为冷凝器和换热器提供冷却水源。

由此，通过摒弃以往根据功能分区设置设备的做法，将安全壳内部分层，且将安全壳内部结构设备进行全新分层分配布置，使得原反应堆冷却剂系统和能动安全系统所属的设备和管道，和新增的占用空间巨大的非能动安全系统紧凑、科学合理地布置在安全壳内，且满足系统功能要求和三代核电站安全要求，从而丰富和完善了事故预防和缓解措施，充分保证了核电厂的安全性、同时具有先进性和成熟性。

本实施例中，将安全壳设置为内外双层壳结构，双层安全壳设计既可增大安全壳内自由容积，又可提高厂房的结构强度和提高反应堆厂房应对事故、灾害等能力，进而提高核电站的安全性。

将贯穿件3(包括机械贯穿件、电气贯穿件)，以及消防系统、疏水排气系统、双壳内通风系统的管道布置在安全壳的外壳1和内壳2之间的环形空间内，双壳内通风系统用于将环形空间维持在负压环境，以收集并过滤安全壳内部泄漏至环形空间的气体。另外，根据该环形空间的布置情况以及管道和设备安装和检修需要，在该环形空间设置钢平台和钢爬梯。

本实施例中，将完成能动部分的安全壳喷淋系统的安全喷淋泵、辅助给水系统的辅助给水泵和能动堆腔注水子系统的堆腔注水泵均设于安全壳外，当外部失电泵不可用时，非能动安全系统投入运行。

本实施例中，还将安全壳连续通风系统的风机13、堆坑通风小室、反应堆疏水排气系统的工艺疏水箱21和地坑泵14布置在第一层。堆坑通风小室还作为工作人员通往堆坑的通道。

将第一层10除堆坑和设备以外的其余空间围合形成内置换料水箱11。具体地，如图2所示，地坑泵14设置于堆坑外，第一层中设有与堆坑同轴布置的第一环形隔墙，安注箱12和安全壳连续通风系统的风机13均设于堆坑外壁和第一环形隔墙内壁围合形成的空间内，且数量均为三个，每一安注箱12和风机13形成一组，三组呈环向间隔布置在堆坑周围。相邻两组之间通过建墙与第一环形隔墙的内壁之间形成扇形结构的水箱。第一环形隔墙的外壁和安全壳的内壁之间形成环形结构的水箱，三个扇形结构的水箱与环形结构的水箱连通以形成所述的内置换料水箱11，从而最大化利用第一层的空间，使内置换料水箱11满足安全壳喷淋系统、安全注入系统和能动堆腔注水系统的取水需求，本实施例中，内置换热水箱11还向上延伸至第二层。

本实施例中，将反应堆冷却剂系统中的疏水箱21和疏水泵22、堆腔注水系统中的净化设备23、以及内置换热水箱吸入口24布置在第二层20。

如图3所示，第二层20中设有与堆坑同轴布置的第二环形隔墙，第二环形隔墙和堆坑之间的空间通过建墙形成大小不一且围绕堆坑呈环向布置的隔间，第二层中的管道和设备按功能分布在这些隔间中。

内置换热水箱吸入口24设于第二环形隔墙的外壁和安全壳的内壁围合形成的环形空间内，数量为四个，四个内置换热水箱吸入口24以堆坑中心轴线为中心呈环向间隔布置。

本实施例中，将化学和容积控制系统中的热交换器37、安全壳空气净化系统中的高效粒子过滤器及碘吸附器38及泄压箱39布置在第三层。

如图4所示，第三层30中设有与堆坑同轴布置的第三环形隔墙，第三环形隔墙和堆坑之间的空间通过建墙形成大小不一且围绕反应堆压力容器31呈环向布置的隔间，第三层中的设备分布在这些隔间中。

本实施例的反应堆冷却剂系统采用三环路设计，每个环路的蒸汽发生器32和主泵31分设在相邻的两个隔间中。该相邻的两个隔间相连通，以便于连接蒸汽发生器32和相应主泵31的主回路过渡段管道的铺设；且该相连通的两个隔间形成一组隔间组，非能动堆腔注水子系统的注水水池34、安装安全壳空气净化系统中的高效粒子过滤器及碘吸附器38的隔间，以及安装化学和容积控制系统中的热交换器37的隔间分设于相邻两组隔间组之间。非能动堆腔注水子系统的注水水池34为非能动堆腔注水系统提供水源。

此外，供人员和小体积设备进出安全壳内的人员闸门35，以及供紧急逃生用的第一密封门36也设置在本层，其中，第一密封门36设于第三层对应的安全壳外壳1上，以便使安全壳环形空间内保持密封，确保环形空间内处于负压状态，从而可收集安全壳内泄漏的放射性物质，避免放射性物质排放到外界环境。

安装主泵31的隔间向上延伸至第五层，安装蒸汽发生器32的隔间和非能动堆腔注水子系统的注水水池34均向上延伸至第八层。

本实施例中，将堆坑通风系统的风机、安全壳空气净化系统的风机和压缩空气罐，以及反应堆厂房与燃料厂房之间的燃料转运通道45设置在第四层。

如图5所示，热段41在第四层40连接蒸汽发生器32和反应堆压力容器31，冷段在第四层连接主泵和反应堆压力容器31。且稳压器波动管43也设置在本层，其用于将第五层中的稳压器51和反应堆冷却剂管道的热段41连接。

其中，稳压器波动管43两侧的两组隔间组的外墙相连，从而使稳压器波动管43位于一封闭的隔间中，该隔间向上延伸至第五层以形成稳压器间，以容置稳压器51，该稳压器间向上延伸至第八层，优选+25米标高处。

燃料转运通道45作为连通堆内构件储存池44和燃料厂房和反应堆厂房的通道，在停堆换料时，以便新燃料和乏燃料进出反应堆厂房。

堆坑通风系统中的风机、以及公用压缩空气分配系统中的压缩空气罐设于第四层区域的其它空余位置，本实施例中不作进一步限定。

如图6所示，第五层50中的稳压器间、三个隔间组和注水水池34的内墙围合形成堆坑水池52，该堆坑水池52设于反应堆压力容器31的正上方。该堆坑水池52与堆内构件储存池44在本层相连，中间由水闸门隔开，二者共同构成反应堆换料水池，其向上延伸至第七层70。

连通反应堆冷却剂管道冷段42和蒸汽发生器32的主给水管道在第五层50由电气厂房进入反应堆厂房，优选通过防甩支架将主给水管道54布置在第五层的环形隔墙外壁上。

进出反应堆厂房的应急闸门53也设置在第五层50，此外，本层还设有逃生用的第二密封门55。优选将应急闸门53设于方便人员出入的位置，如靠近稳压器间的位置，以便在正常或事故工况时人员进出反应堆厂房。第二密封门55可以用作事故时的逃生门，还可使该环形空间内保持密封，以确保环形空间内处于负压状态，可用于收集安全壳内泄漏的放射性物质，避免放射性物质排放到外界环境。

如图7所示，主泵消防水箱布置在第六层60，具体的，将主泵消防水箱布置在第六层的任意空余位置，本实施例不作进一步限定。连通反应堆冷却剂管道热段41和蒸汽发生器32的主蒸汽管道61由本层进入电气厂房。优选通过防甩支架将主蒸汽管道61布置在第六层的环形隔墙外壁上。

如图8所示，在第七层70中布置可用于大型设备进出反应堆厂房的设备闸门71及运输轨道，设备闸门71贯穿双层安全壳，并与外界连通，以便大型设备进出反应堆厂房。运输轨道铺设于第七层上，连通设备闸门71和各设备所需安装的位置。在对应堆坑水池52和堆内构件储存池44的上方位置布置装卸料机，以便转运新乏燃料及堆内构件等。

如图9所示，非能动堆腔注水子系统的注水水池34顶部布置有压力容器顶盖86。安装蒸汽发生器32的隔间顶部开口通过墙体密封，以屏蔽辐射。

在第八层80安全壳内壳1的内壁上设置容置非能动安全壳热量导出系统的热交换器及操作与检修平台的第一隔间81，该第一隔间81设有三个，优选设置在本层+32米标高处。

安全壳喷淋系统的喷淋环管82设置在本层的穹顶上，喷淋环管82与内置换热水箱11连接，以便在事故时对安全壳内进行喷淋，以降低安全壳内压力和温度。

除冷却水箱83外，在第八层80安全壳外壳1的外壁上还设有容置二次侧非能动余热排出系统冷凝器和阀门操作与检修平台的第二隔间84，以及容置贯穿件的第三隔间85，冷却水箱83、第二隔间84和第三隔间85从上至下依次布置。

冷却水箱83和第二隔间84数量与蒸汽发生器32相同，并与蒸汽发生器32一一对应。

本实施例中，在各层之间设置供人员和小体积设备通行的电梯或钢爬梯；在层与层的分隔底板上开设设备安装洞，以供大型设备转运。

本实施例中，第一层和第二层均设于地面以下，第三层至第八层设于地面以上。

本实施例提供的三代核电站反应堆厂房的布置方法，布局科学合理，在确保厂房内各个工艺系统正常功能的前提下，可优化反应堆内部结构布置，进一步提高反应堆厂房应对事故的能力，从而提高核电站的安全性，具体体现在以下方面：

(1)非能动安全系统布置

注水水池34的装水量应满足在非能动系列投入时对反应堆压力容器外壁进行一定时间的淹没和冷却。水池的容量约为2200立方米，布置标高从+0.94米至+24米。在严重事故后，高位堆腔水靠重力直接注入堆芯，带走堆芯熔融物热量，维持压力容器的完整性。

在双层安全壳外壳的高位位置布置外挂的冷却水箱83(如图1所示)，在严重事故时，可为非能动安全壳热量导出系统和二次侧非能动余热排出系统提供冷却水源，从而将安全壳的压力和温度降至可接受水平，保持安全壳的完整性。其装水量需满足紧急停堆后堆芯72小时的冷却要求，容量约为2700立方米。

严重事故时非能动安全壳热量导出系统中的换热器内受热的冷却水沿着换热器出口上升管道进入壳外冷却水箱，冷却水箱中较低温度的冷却水进入换热器，继续受热，维持自然循环，将安全壳内的压力和温度降至可接受水平，保持安全壳的完整性。换热器布置在安全壳内3.2米标高处，使其不受高能管道破裂的影响。

严重事故时，应急余热排出冷却器管侧的水在重力作用下注入蒸汽发生器二次侧，被堆芯余热加热后变成蒸汽，蒸汽经二次侧非能动余热排出系统中的蒸汽管道进入应急余热排出冷却器管侧，与外挂冷却水箱里的冷却水进行热量交换，蒸汽将热量传递给冷却水后被冷凝为水，冷凝水在重力的作用下返回蒸汽发生器二次侧，从而完成蒸汽-凝水回路的自然循环，导出堆芯余热。外挂冷却水箱的水容积能够保证系统持续运行72小时。

(2)内置换料水箱

将内置换热水箱11布置在反应堆厂房的最底部(即第一层)，且最大化利用第一层的空间。

内置换料水箱11的水作为安全壳喷淋系统、安全注入系统和能动堆腔注水系统的取水水源，工艺要求事故后在安全壳内实现水的闭式循环，因此内置换料水箱11布置在最底层，以实现喷淋水最终能返回并循环使用的工艺要求。

扇形结构的三个水箱将三个隔间组隔离，可减少各组主设备(蒸汽发生器和主泵等)之间的相互影响。在结构设计和载荷设计等方面，其采用与安全壳一致的设计基准和要求，在满足功能需求的前提下，还能提高结构强度，提高反应堆厂房的安全性能。在内置换料水箱11内部设置不锈钢钢覆面，并在内置换料水箱上设置温度和液位监测系统、泄漏检测及过滤系统，可以对内置换热水箱的水质进行检测，以便为其它结构或系统(如安全壳喷淋环管、堆腔注水系统的能动部分等)提供稳定、适当的水源。

(3)内部灾害防护设计

辐射防护

辐射防护是核电站设计中首要考虑的安全因素。与以往二代及二代改进型核电站不同，根据三代核电站辐射防护标准，将工作人员在停堆换料期间进出的主通道，即±0.00m层(第三层)环形区，辐射分区划分为绿区，因此任何放射性源项较强的工艺管线均不得布置在0m层的环形区。反应堆厂房的布置设计，根据最新的辐射防护布置原则进行了调整，将余热排出系统、化学和容积控制系统移出了本区域。

火灾防护

反应堆厂房按核电厂最新防火设计标准，对厂房进行合理布局，通过实体隔离、设置固定喷淋灭火系统(主泵间和环形区均设有)、孔洞防火封堵、人员疏散通道等措施，确保布置设计满足核电厂防火设计规范要求。

内部水淹防护

反应堆厂房划分为若干个水淹分区，并进行水淹水源分析及水淹高度估算。根据水淹估算高度，对安全相关的系统和设备采取相应防护措施(设置远传阀门、抬高设备布置标高、增设门槛等)，以确保不会因为内部水淹而影响核电站安全停堆功能。

高能管道断裂动态效应防护

根据核电厂安全规定，主蒸汽和主给水等高能管道断裂后将产生管道甩击及流体喷射等动态效应，有可能会破坏周围的安全重要物项。反应堆厂房在布置设计上采用了适当的预防和缓解措施(防甩支架)以保证核安全要求。

(4)通道设计

设备通道

反应堆厂房设有一个设备闸门和一个人员闸门作为设备运输通道。

设备闸门供大型设备在安装和运行期间进出安全壳。布置在地面及以下的小体积设备可通过人员闸门进入反应堆厂房内部结构，并通过设备安装洞进入地下。布置在地面以上的设备均可通过设备闸门及各层的孔洞吊入。

人员通道及疏散通道

反应堆厂房内部结构的人员闸门和应急闸门，供正常运行及事故工况下的人员进出安全壳。人员可由电梯或钢爬梯到达各层。

外层安全壳设置了两个外层安全壳密封门，供人员和设备进入双层安全壳之间的环形空间。

出现紧急情况时，人员可通过人员闸门、应急闸门及外层安全壳密封门进行应急疏散。

实施例2：

本实施例提供一种如实施例1的布置方法所布置的三代核电站反应堆厂房。

实施例3：

本实施例提供一种核电站，包括燃料厂房、安全厂房、电气厂房、以及实施例1的反应堆厂房。

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 (11)

1.一种三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，包括：将一安全壳内部空间从下到上划分为八层，将堆坑布置在第一层(10)及以上的多层中，且将反应堆压力容器(31)的下部置于堆坑中，反应堆压力容器(31)的上部贯穿多层；

将安全注入注入系统的内置换料水箱(11)和安注箱(12)布置在第一层(10)，

将主泵(33)布置在第三层(30)，将蒸汽发生器(32)和非能动堆腔注水子系统的注水水池(34)布置在第三层(30)及以上的多层中，且确保注水水池(34)内的水能够在重力作用下注入反应堆压力容器(31)和堆坑之间，

将内置换料水箱(11)与反应堆冷却剂系统之间的连接管线，以及安注箱(12)与反应堆冷却剂系统之间的连接管线布置在第二层(20)；

将堆内构件储存池(44)、反应堆冷却剂管道的热段(41)和冷段(42)布置在第四层(40)，将稳压器(51)和堆坑水池(52)布置在第五层(50)，所述堆内构件储存池(44)向上延伸至第五层(50)且与堆坑水池(52)相连通；

将主泵消防水箱布置在第六层(60)，将设备操作与转运平台布置在第七层(70)，将安全壳喷淋系统的喷淋环管(82)和非能动安全壳热量导出系统的热交换器设置在第八层(80)，

在安全壳外壁与第八层(80)对应的位置设置冷却水箱和二次侧非能动余热排出系统的冷凝器，所述冷却水箱分别为冷凝器和换热器提供冷却水源。

2.根据权利要求1所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将安全壳连续通风系统的风机、堆坑通风小室、反应堆疏水排气系统的工艺疏水箱和地坑泵布置在第一层(10)。

3.根据权利要求1所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将反应堆冷却剂系统中的疏水箱(21)和疏水泵(22)、堆腔注水系统中的净化设备(23)、以及内置换热水箱吸入口(24)布置在第二层(20)。

4.根据权利要求1所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将化学和容积控制系统中的热交换器(37)、安全壳空气净化系统中的高效粒子过滤器及碘吸附器(38)布置在第三层(30)。

5.根据权利要求1所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将堆坑通风系统的风机、安全壳空气净化系统的风机和压缩空气罐，以及反应堆厂房与燃料厂房之间的燃料转运通道(45)设置在第四层(40)。

6.根据权利要求1-5任一项所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，

将主给水管道由电气厂房从第五层(50)进入所述安全壳；

将主蒸汽管道(61)从第六层(60)进入电气厂房；

在所述第三层(30)设置供人员和小体积设备进出安全壳的人员闸门，在各层之间设置供人员和小体积设备通行的电梯或钢爬梯；

在所述第七层(70)设置供大型设备进出安全壳的设备闸门，在层与层的分隔底板上开设设备安装洞，以供大型设备转运；

在第五层(50)设置应急闸门(53)。

7.根据权利要求1-5任一项所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将安全壳设置为内外双层壳结构，将消防系统、疏水排气系统、双壳内通风系统的管道布置在安全壳内外壳之间的环形空间内，所述通风系统用于将环形空间维持在负压环境，以收集并过滤安全壳内部泄漏至环形空间的气体。

8.根据权利要求1-5任一项所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将安全壳喷淋系统的安全喷淋泵、辅助给水系统的辅助给水泵和能动堆腔注水子系统的堆腔注水泵均设于安全壳外。

9.根据权利要求1-5任一项所述的三代核电站反应堆厂房的布置方法，其特征在于，将第一层除堆坑和设备以外的其余空间围合形成内置换料水箱(11)。

10.一种如权利要求1-9任一项所述的布置方法所布置的三代核电站反应堆厂房。

11.一种核电站，其特征在于，包括燃料厂房、安全厂房、电气厂房、以及如权利要求10所述的反应堆厂房。

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