CN114038590A - 一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。

Description

一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法

技术领域

本发明属于核反应堆安全设计技术领域，具体涉及一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法。

背景技术

严重事故下由于堆芯得不到足够冷却，燃料发生熔化。当堆芯的熔融物跌落到压力容器下封头形成熔融池后熔融物产生大量的机械热负荷，对下封头的完整性产生威胁。三代核电技术采用了先进的严重事故缓解措施，其中包括防止压力容器完整性丧失的下封头熔融物堆内滞留(IVR)技术。如西屋公司的AP600和AP1000、韩国的APR1400以及中国的“华龙一号”等都采用了堆腔注水措施。非能动电厂AP600和AP1000的堆腔注水措施是通过非能动重力注水使反应堆压力容器浸于水中，利用堆腔内的自然循环流动带走压力容器下封头的热量。

为降低经济成本以及对能动电源的依赖性，堆腔注水措施设计上可采用非能动+能动的方式。同时，对于大空间安全壳隔间的核电厂，在短时间内完全淹没安全壳隔间所需注水流量巨大。因此，有必要设计一种针对大空间安全壳隔间设计特点的非能动+能动的反应堆堆腔注水措施实现IVR的目的，保证压力容器下封头的完整性，防止熔融物在安全壳中的释放。

发明内容

为了进一步降低堆腔注水冷却措施对能动电源的依赖性，本发明提供了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。

本发明通过下述技术方案实现：

一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；

所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；

所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；

所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；

所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；

所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。

优选的，本发明的装置还包括设置在所述安全壳混凝土墙内侧的高位水箱；

所述高位水箱底部标高高于所述保温层流道的出口。

优选的，本发明的高位水箱顶部设置有连接通道，以使高位水箱内的压力与所述安全壳隔间的压力平衡；

所述高位水箱底部通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通。

优选的，本发明的连接通道设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱内。

优选的，本发明在靠近所述高位水箱出口的注水管上设置第一隔离阀；

在位于所述外侧隔间内的注水管上设置第二隔离阀。

优选的，本发明的装置还包括设置于所述安全壳混凝土墙外侧的外水箱和注水泵；

所述外水箱通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通；

所述注水泵设置于靠近所述外水箱的注水管上。

第二方面，本发明提出了如上述述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统的方法，包括：

核反应堆发生严重事故后，当达到堆腔注水措施实施条件后，实施堆腔注水措施。

优选的，本发明的实施堆腔注水措施具体包括：

手动开启设置于安全壳内高位水箱出口处的注水管上的第一隔离阀实施大流量非能动堆腔注水措施；

当高位水箱的水排空后，开启安全壳外水箱注水管上设置的注水泵；外水箱内的水通过注水管和注水泵注入保温层流道内；

当外水箱内的水排空后，开启外侧隔间内的注水管上的第二隔离阀，实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却。

优选的，本发明的实施大流量非能动堆腔注水措施具体为：

高位水箱内的水通过注水管注入保温层流道内；冷却水流经保温层流道，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到外侧隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。

优选的，本发明的实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却具体为：

开启后的第二隔离阀保持开启状态；外侧隔间内的冷却水通过第二隔离阀进入注水管，经注水管流入保温层流道，流经保温层流道时，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到安全壳隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。

本发明具有如下的优点和有益效果：

本发明采用非能动+能动堆腔注水冷却措施，前期采用安全壳内高位水箱实时大流量、非能动、一次通过式的非能动注水方式，待高位水箱排空后通过注水泵从安全壳外水箱取水。待安全壳外水箱排空后开启安全壳隔间内的隔离阀实施长期循环冷却。

本发明提供的非能动+能动堆腔注水冷却措施可在核反应堆发生严重事故工况下带走压力容器下封头热量，保证压力容器下封头的完整性。

相较于现有技术，本发明将大容量水箱设置于安全壳外节约了安全壳空间，采用了能动注水的方式从安全壳外水箱取水，水箱位置高度可自由设置，避免了大容量水箱位置较高带来的安全风险。同时，安全壳内高位水箱的设置为能动电源的投入争取了时间并实现了大空间安全壳短时间淹没压力容器下封头的目标，从而提升了核反应堆的安全性。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明的注水冷却系统结构示意图。

图2为本发明的冷却水循环流动路径示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1：外水箱；2：保温层；3：堆腔隔间混凝土墙；4：安全壳混凝土墙；5：堆腔隔间；6：压力容器下封头；7：保温层流道；8：高位水箱；9：注水泵；10：注水管；11：保温层流道出口；12：第一隔离阀；13：外侧隔间；14：第二隔离阀；15：安全壳隔间；16：连接通道。

具体实施方式

在下文中，可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在，并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外，如在本发明的各种实施例中所使用，术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合，并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。

在本发明的各种实施例中，表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如，表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。

在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件，不过可不限制相应组成元件。例如，以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如，第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置，尽管二者都是用户装置。例如，在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下，第一元件可被称为第二元件，同样地，第二元件也可被称为第一元件。

应注意到：如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件，则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件，并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地，当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时，可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。

在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用，单数形式意在也包括复数形式，除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定，否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义，除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1

为了进一步消除对能动电源的依赖，为能动电源的投入争取了时间并实现了大空间安全壳短时间淹没压力容器下封头的目标，本实施例提供了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统。

如图1所示，本实施例的系统包括由内向外依次设置于压力容器下封头6外侧的保温层2、堆腔隔间混凝土墙3和安全壳混凝土墙4；安全壳混凝土墙4完全容纳压力容器下封头6、保温层2、堆腔隔间混凝土墙3。

压力容器下封头6与保温层2之间形成保温层流道7。

保温层2外侧、堆腔隔间混凝土墙3与安全壳混凝土墙4底面三者之间形成堆腔隔间5。

堆腔隔间混凝土墙3与安全壳混凝土墙4侧面之间形成外侧隔间13。

堆腔隔间混凝土墙3上部与安全壳混凝土墙4顶面之间形成安全壳隔间15。

保温层流道出口11标高高于堆腔隔间混凝土墙3的标高。

本实施例的系统还包括高位水箱8，高位水箱8设置在安全壳混凝土墙4内侧，高位水箱8底部标高高于保温层流道出口11。

高位水箱8顶部设置有连接通道16，以使高位水箱8内的压力与安全壳隔间15的压力平衡；高位水箱8的底部通过注水管10与堆腔隔间5内的保温层流道7连通，在靠近高位水箱8出口处的注水管10上设置有第一隔离阀12。在位于外侧隔间13内的注水管10上设置有第二隔离阀14。正常运行工况下，第一隔离阀12和第二隔离阀14处于关闭状态。

连接通道16设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱8内。

本实施例的系统还包括外水箱1，外水箱1通过注水管10与保温层流道7连通，并在靠近外水箱1出水口的注水管10上设置有注水泵9。

本实施例的系统工作原理为：

采用安全壳内高位水箱实时大流量、非能动、一次通过式的非能动注水；

待高位水箱排空后通过注水泵9从安全壳外取水；

待安全壳外水箱1排空后开启外侧隔间13内的注水管上的第二隔离阀12,实时长期循环冷却。

实施例2

本实施例采用上述实施例1提出的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统进行堆腔注水冷却措施，具体为：

核反应堆发生严重事故后，当达到堆腔注水措施实施条件后，实施堆腔注水措施，具体过程包括：

步骤一、手动开启设置于安全壳内高位水箱8出口处的注水管10上的第一隔离阀12实施大流量非能动堆腔注水措施。

在大流量非能动堆腔注水措施过程中：高位水箱8内的水通过注水管10注入保温层流道7内。冷却水通过保温层流道7后从保温层流道出口11流出。冷却水流经保温层流道7，一部分冷却水被压力容器下封头6热量加热成水蒸气经保温层流道出口11进入安全壳隔间15内，在安全壳隔间15内冷凝，汇集到外侧隔间13内；剩余部分通过保温层流道出口11进入外侧隔间13内。

步骤二、当高位水箱8的水排空后，开启安全壳外水箱1注水管10上设置的注水泵9；外水箱1内的水通过注水管10和注水泵9注入保温层流道7内。

步骤三、当外水箱1内的水排空后，开启外侧隔间13内的注水管10上的第二隔离阀14，实施压力容器下封头6的长期非能动循环冷却。

开启后的第二隔离阀14保持开启状态。外侧隔间13内的冷却水通过第二隔离阀14进入注水管10，经注水管10流入保温层流道7，流经保温层流道7时，一部分冷却水被压力容器下封头6热量加热成水蒸气经保温层流道出口11进入安全壳隔间15内，在安全壳隔间15内冷凝，汇集到安全壳隔间13内；剩余部分通过保温层流道出口11进入外侧隔间13内，如图2所示。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，包括由内向外依次设置于压力容器下封头(6)外侧的保温层(2)、堆腔隔间混凝土墙(3)和安全壳混凝土墙(4)；

所述压力容器下封头(6)与所述保温层(2)之间形成保温层流道(7)；

所述保温层(2)外侧、堆腔隔间混凝土墙(3)与所述安全壳混凝土墙(4)底面之间形成堆腔隔间(5)；

所述堆腔隔间混凝土墙(3)与所述安全壳混凝土墙(4)侧面之间形成外侧隔间(13)；

所述堆腔隔间混凝土墙(3)上部与所述安全壳混凝土墙(4)顶面之间形成安全壳隔间(15)；

所述保温层流道的出口(11)标高高于所述堆腔隔间混凝土墙(3)的标高。

2.根据权利要求1所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，还包括设置在所述安全壳混凝土墙(4)内侧的高位水箱(8)；

所述高位水箱(8)底部标高高于所述保温层流道的出口(11)。

3.根据权利要求2所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述高位水箱(8)顶部设置有连接通道(16)，以使高位水箱(8)内的压力与所述安全壳隔间(15)的压力平衡；

所述高位水箱(8)底部通过注水管与所述堆腔隔间(5)内的所述保温层流道(7)连通。

4.根据权利要求3所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，所述连接通道(16)设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱(8)内。

5.根据权利要求3所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，在靠近所述高位水箱(8)出口的注水管上设置第一隔离阀(12)；

在位于所述外侧隔间(13)内的注水管上设置第二隔离阀(14)。

6.根据权利要求1所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，其特征在于，还包括设置于所述安全壳混凝土墙(4)外侧的外水箱(1)和注水泵(9)；

所述外水箱(1)通过注水管与所述堆腔隔间(5)内的所述保温层流道(7)连通；

所述注水泵(9)设置于靠近所述外水箱(1)的注水管上。

7.如权利要求1-6任一项所述的一种非能动和能动堆腔注水冷却系统的方法，其特征在于，包括：

核反应堆发生严重事故后，当达到堆腔注水措施实施条件后，实施堆腔注水措施。

8.根据权利要求7所述的方法，其特征在于，实施堆腔注水措施具体包括：

手动开启设置于安全壳内高位水箱出口处的注水管上的第一隔离阀实施大流量非能动堆腔注水措施；

当高位水箱的水排空后，开启安全壳外水箱注水管上设置的注水泵；外水箱内的水通过注水管和注水泵注入保温层流道内；

当外水箱内的水排空后，开启外侧隔间内的注水管上的第二隔离阀，实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却。

9.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，实施大流量非能动堆腔注水措施具体为：

高位水箱内的水通过注水管注入保温层流道内；冷却水流经保温层流道，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到外侧隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。

10.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，实施压力容器下封头的长期非能动循环冷却具体为：

开启后的第二隔离阀保持开启状态；外侧隔间内的冷却水通过第二隔离阀进入注水管，经注水管流入保温层流道，流经保温层流道时，一部分冷却水被压力容器下封头热量加热成水蒸气经保温层流道的出口进入安全壳隔间内，在安全壳隔间内冷凝，汇集到安全壳隔间内；剩余部分通过保温层流道的出口进入外侧隔间内。

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