CN204480677U - 反应堆的安全掩体结构 - Google Patents

反应堆的安全掩体结构 Download PDF

Info

Publication number
CN204480677U
CN204480677U CN201420744597.6U CN201420744597U CN204480677U CN 204480677 U CN204480677 U CN 204480677U CN 201420744597 U CN201420744597 U CN 201420744597U CN 204480677 U CN204480677 U CN 204480677U
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
factory building
water tank
arc top
cooling water
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.)
Active
Application number
CN201420744597.6U
Other languages
English (en)
Inventor
申屠军
郑明光
司胜义
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Original Assignee
Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd filed Critical Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
Priority to CN201420744597.6U priority Critical patent/CN204480677U/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN204480677U publication Critical patent/CN204480677U/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • 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
    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本实用新型公开了一种反应堆的安全掩体结构，包括厂房和设置在厂房内的安全壳，所述安全壳由安全壳本体和设置在安全壳本体上的安全壳弧顶组成，所述安全壳弧顶上设置一个与安全壳本体等直径的且以安全壳弧顶为底面的冷却水箱，所述冷却水箱的顶部设置有箱盖；用以连接安全壳内外的管道贯穿件均设置在安全壳本体上。本实用新型提供一种适用于小型模块化反应堆的安全掩体结构，事故后，安全壳内的热蒸汽大多聚集在安全壳弧顶，因此安全壳弧顶的传热占据了安全壳冷却的绝大部分，冷却水箱的水将有效带出安全壳的热量。

Description

反应堆的安全掩体结构
技术领域
本实用新型涉及核电站反应堆的安全防护和维护操作领域，特别涉及一种小型模块化反应堆的安全掩体结构。
背景技术
反应堆的安全壳作为纵深防御的一道屏障，用于事故后包容放射性物质，减少放射性物质的释放。安全壳的冷却方式(或系统)为反应堆提供了安全相关的最终热阱，降低事故后安全壳的温度和压力，减少放射性裂变产物的释放。
安全壳的冷却方式有多种，在传统二代压水堆电站中，主要靠安全壳内喷淋来实现，即在(质能释放的)事故发生后，利用泵的驱动力，向置于安全壳内的喷淋管线输送冷却水，通过内部喷淋，吸收释放出来的质能，保证安全壳的完整性。在诸如三门核电站这样的三代压水堆中，安全壳顶部设置冷却水箱，事故后，水箱中的水依靠重力淋洒在安全壳外表面，形成水膜，通过水膜蒸发带走安全壳的热量。在先进沸水堆堆型(ABWR)或其他反应堆设计中，通过在安全壳内布置热交换器(或热管)，热交换器再连接安全壳外的水箱，从而利用热交换器将安全壳的热量带出。
小型模块化反应堆(SMR)，为提高经济性和安全性，一般设置小型的安全壳，且安全壳全部或部分置于地平面以下。SMR的安全壳冷却除了可采取上述的方式之外，还可以直接将安全壳全部或部分浸泡在水空间中，前者如西屋的SMR设计，后者如巴威的SMR设计。安全壳全部浸泡于水空间中，导致安全壳承受过大的外压和较大的浮力，且不方便安全壳贯穿和布管。安全壳部分(一般是安全壳弧顶部分)浸泡于水空间中，要解决水体泄漏的问题，且安全壳弧顶设置有顶盖的话，在顶盖开闭前后要进行放水和储水操作。
安全壳冷却方式与安全壳厂房结构紧密关联。SMR的反应堆厂房除了要整合安全壳冷却系统的布置之外，还必须考虑负挖深度、厂房内放射性包容、贯穿和管道布置的简易性、以及换料维修等机械操作的简易性。
实用新型内容
针对上述问题，本实用新型提供一种反应堆的安全掩体结构，其适用于小型模块化反应堆，其安全壳冷却方式及其厂房结构，综合考虑负挖深度、厂房内放射性包容、贯穿和管道布置的简易性、以及换料维修等机械操作的简易性，平衡了小型模块化反应堆的安全性和经济性要求。
为了实现上述目的，本实用新型的技术方案如下：
反应堆的安全掩体结构，包括厂房和设置在厂房内的安全壳，其特征在于，所述安全壳由安全壳本体和设置在安全壳本体上的安全壳弧顶组成，所述安全壳弧顶上设置有一与安全壳本体等直径的且以安全壳弧顶为底面的冷却水箱，所述冷却水箱的顶部设置有箱盖；用以连接安全壳内外的管道贯穿件均设置在安全壳本体上。
在本实用新型的一个优选实施例中，所述厂房被地面和底板分隔为上部厂房和下部厂房两个部分，其中地面与底板在同一水平面上。
进一步，所述安全壳弧顶和冷却水箱置于上部厂房内，而安全壳本体置于下部厂房内。
进一步，安全壳和底板之间实现密闭。
进一步，所述上部厂房内设置有储存水箱，所述储存水箱与冷却水箱连接。
进一步，所述上部厂房的顶部与安全壳位置对应的部位设置有环吊。
本实用新型的效果在于：
1、本实用新型提供一种适用于小型模块化反应堆的安全掩体结构，事故后，安全壳内的热蒸汽大多聚集在安全壳弧顶，因此安全壳弧顶的传热占据了安全壳冷却的绝大部分，冷却水箱的水将有效带出安全壳的热量。
2、安全壳弧顶上没有贯穿件，因此可以认为不会发生失效；而安全壳弧顶下的安全壳本体有管道贯穿件(比如蒸汽管道)，存在一定的失效概率，因此安全壳本体置于地面以下，即使安全壳本体轻微失效，从安全壳释放的放射性物质留滞于下部厂房内，而不会泄漏到上部厂房和大气中去。
3、安全壳弧顶上没有贯穿件，容易设计和布置冷却水箱；而安全壳弧顶下面的其余部分(即安全壳本体)有各种贯穿件，因此不将安全壳弧顶的下面部分浸泡于水中。
4、将安全壳弧顶置于上部厂房，而不是置于下部厂房，减小整个厂房的负挖深度，减少土建工程量。
本实用新型的特点可参阅本案图式及以下较好实施方式的详细说明而获得清楚地了解。
附图说明
图1为本实用新型的示意图。
其中，1-上部厂房；2-下部厂房；3-地面；4-底板；5-安全壳本体；6-安全壳弧顶；7-冷却水箱；8-箱盖；9-水；10-储存水箱；11-环吊。
具体实施方式
为了使本实用新型实现的技术手段、创作特征、达成目的与功效易于明白了解，下面结合具体实施例进一步阐述本实用新型。
参见图1，反应堆的安全掩体结构，包括厂房和设置在厂房内的安全壳，安全壳由安全壳本体5和设置在安全壳本体上的安全壳弧顶6组成，安全壳弧顶6上设有一与安全壳本体等直径的且以安全壳弧顶为底面的冷却水箱7，从而使安全壳弧顶6浸没于水中，在反应堆质能释放的事故中，冷却水箱7中水将有效带出安全壳5的热量。
冷却水箱的顶部设置有箱盖8；上部厂房的顶部与安全壳位置对应的部位设置有环吊11。冷却水箱7上的箱盖8和安全壳弧顶6(或安全壳弧顶6的一部分)可以在换料过程中打开，从而使环吊11的吊钩可以深入安全壳内。
厂房被地面和底板分隔为上部厂房1和下部厂房2两个部分，其中地面3与底板4在同一水平面上。安全壳本体5和底板4之间实现密闭。安全壳弧顶6和冷却水箱7置于上部厂房内，而安全壳本体5置于下部厂房2内。用以连接安全壳内外的管道贯穿件均设置在安全壳本体上。原因是：一：安全壳弧顶6上没有贯穿件，因此可以认为不会发生失效；而安全壳本体5有管道贯穿件(比如蒸汽管道)，存在一定的失效概率，因此安全壳本体5置于地面3以下，即使安全壳本体5轻微失效，从安全壳释放的放射性物质留滞于下部厂房2内，而不会泄漏到上部厂房1和大气中去。二：安全壳弧顶6上没有贯穿件，容易设计和布置冷却水箱7；而安全壳弧顶6下面的其余部分有各种贯穿件，因此不将安全壳弧顶的下面部分浸泡于水中。三、事故后，安全壳内的热蒸汽大多聚集在安全壳弧顶6，因此安全壳弧顶6的传热占据了安全壳冷却的绝大部分。四、将安全壳弧顶6置于上部厂房1，而不是置于下部厂房2，减小整个厂房的负挖深度，减少土建工程量。
上部厂房1内设置有储存水箱10，储存水箱10与冷却水箱7连接。储存水箱10在换料时用于存放堆内构件，而在事故发生后，可以对冷却水箱7进行补水，保证安全壳弧顶6的长期冷却。
换料时，放掉冷却水箱7中的水9(如放入储存水箱10中)，打开箱盖8，打开安全壳弧顶6(或其一部分)，上部厂房1内的环吊11的吊钩可以深入安全壳5内。吊钩吊出各种设备，比如蒸汽发生器、堆内构件等等，这些设备存放至储存水箱10中，进行必要的检验和检修。
以上显示和描述了本实用新型的基本原理、主要特征和本实用新型的优点。本行业的技术人员应该了解，本实用新型不受上述实施例的限制，上述实施例和说明书中描述的只是本实用新型的原理，在不脱离本实用新型精神和范围的前提下本实用新型还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本实用新型的范围内。本实用新型要求的保护范围由所附的权利要求书及其等同物界定。

Claims (6)

1.反应堆的安全掩体结构，包括厂房和设置在厂房内的安全壳，其特征在于，所述安全壳由安全壳本体和设置在安全壳本体上的安全壳弧顶组成，所述安全壳弧顶上设有一与安全壳本体等直径的且以安全壳弧顶为底面的冷却水箱，所述冷却水箱的顶部设置有箱盖；用以连接安全壳内外的管道贯穿件均设置在安全壳本体上。
2.根据权利要求1所述的反应堆的安全掩体结构，其特征在于，所述厂房被地面和底板分隔为上部厂房和下部厂房两个部分，其中地面与底板在同一水平面上。
3.根据权利要求2所述的反应堆的安全掩体结构，其特征在于，所述安全壳弧顶和冷却水箱置于上部厂房内，而安全壳本体置于下部厂房内。
4.根据权利要求2所述的反应堆的安全掩体结构，其特征在于，安全壳和底板之间实现密闭。
5.根据权利要求2所述的反应堆的安全掩体结构，其特征在于，所述上部厂房内设置有储存水箱，所述储存水箱与所述冷却水箱连接。
6.根据权利要求2所述的反应堆的安全掩体结构，其特征在于，所述上部厂房的顶部与安全壳位置对应的部位设置有环吊。
CN201420744597.6U 2014-12-01 2014-12-01 反应堆的安全掩体结构 Active CN204480677U (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201420744597.6U CN204480677U (zh) 2014-12-01 2014-12-01 反应堆的安全掩体结构

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201420744597.6U CN204480677U (zh) 2014-12-01 2014-12-01 反应堆的安全掩体结构

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN204480677U true CN204480677U (zh) 2015-07-15

Family

ID=53636455

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201420744597.6U Active CN204480677U (zh) 2014-12-01 2014-12-01 反应堆的安全掩体结构

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN204480677U (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105654996A (zh) * 2014-12-01 2016-06-08 上海核工程研究设计院 反应堆的安全掩体结构

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105654996A (zh) * 2014-12-01 2016-06-08 上海核工程研究设计院 反应堆的安全掩体结构

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN202855316U (zh) 压水堆核电厂安全壳冷却系统
WO2016078421A1 (zh) 非能动安全冷却系统
CN106328223B (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
JP2016014640A5 (zh)
EP2680272A3 (en) Nuclear power plant and passive containment cooling system
CN102412000B (zh) 一种核电站乏燃料贮存竖井系统
CN202887745U (zh) 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
CN105632570A (zh) 一种反应堆屏蔽、冷却剂卸压和安全壳抑压的复合装置
CN104376880A (zh) 钢制安全壳能量控制系统
CN104021823A (zh) 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
CN106898389A (zh) 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统
CN107093473A (zh) 一种核反应堆用余热排出系统
CN203839055U (zh) 一种非能动安全壳外侧冷却系统
CN203366752U (zh) 非能动压水堆降压系统
CN203826013U (zh) 一种浮动式核电站的余热长期非能动导出系统
CN204480677U (zh) 反应堆的安全掩体结构
CA2991079C (en) Residual heat removal ventilation system for spent fuel dry storage facility of nuclear power plant
CN204242600U (zh) 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
CN205722809U (zh) 一种用于核电站乏燃料池的喷淋冷却系统
CN209216600U (zh) 安全壳冷却装置
CN104183283A (zh) 一种基于“外部干预”设计的非能动安全壳冷却水储水箱
CN203950555U (zh) 具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统
CN104409111A (zh) 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
CN105654996A (zh) 反应堆的安全掩体结构
CN202512905U (zh) 不停堆添加核燃料球床型反应堆

Legal Events

Date Code Title Description
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: 200233 Shanghai city Xuhui District Hong Cao Road No. 29

Patentee after: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

Address before: 200233 Shanghai city Xuhui District Hong Cao Road No. 29

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE

CP01 Change in the name or title of a patent holder
CP01 Change in the name or title of a patent holder

Address after: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee after: Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co.,Ltd.

Address before: No. 29 Hong Cao Road, Xuhui District, Shanghai

Patentee before: SHANGHAI NUCLEAR ENGINEERING RESEARCH & DESIGN INSTITUTE Co.,Ltd.

CP01 Change in the name or title of a patent holder