CN207233405U - 压力容器可更换式地下核电站堆腔 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了压力容器可更换式地下核电站堆腔，包括位于地下核电站安全壳洞室内的混凝土堆座和压力容器，混凝土堆座的中部为台阶结构，堆腔内设置有支撑法兰，支撑法兰的边缘搁置在台阶结构上与混凝土堆座贴合，支撑法兰上设置有RPV支撑垫，压力容器通过RPV支撑面放置在RPV支撑垫上，混凝土堆座的堆腔中设置有环绕压力容器布置的可拆卸隔离层，可拆卸隔离层通过可拆卸的卯榫结构与混凝土堆座和支撑法兰连接。本实用新型利用模块化的可更换隔离层通过卯榫结构连接后布置在堆腔混凝土基座上，在保证堆腔结构完整、压力容器安全稳定运行的同时，在压力容器寿命末期通过整体移除压力容器，分层拆除模块化隔离层，为压力容器更换、安装创造条件。

Description

压力容器可更换式地下核电站堆腔

技术领域

本实用新型属于地下核电站技术，具体地指一种压力容器可更换式地下核电站堆腔。

背景技术

核电站选址条件苛刻、建设成本巨大，新建一台核电机组的费用动则上百亿元，但通过给核电站延寿，使核电站再运行20～30年，相当于再建一座同等规模的核电站，但花费却少得多。为核电站延寿，延长其服役时间，是国际核电行业通行的一种做法。当核电站到达设计运行寿期或运行执照许可运行期限后，通过核安全监管部门的评审，申请运行许可证延续，继续保持核电站的运行。

反应堆压力容器(RPV)是核电站的核心，通常是核电站寿命的决定因素。经过多年的运行后，因运行中堆芯中子的辐射损伤、腐蚀、长年的高温高压冲击等多种因素的综合影响，RPV达到其设计寿期。而经过长年的高强度辐照，RPV及其周围的堆腔材料、设备等都具有极强的感生放射性，成为不可直接接近的辐射源，因此，RPV成为核电站中唯一不可更换的关键设备。

地下核电站将核岛等涉核厂房置于地下，利用地下岩体对射线的优良防护作用，更容易实现RPV更换、转运、运输等过程的辐射防护。现有技术中，核电站RPV通常固定在混凝土基座中，周边混凝土基座构成反应堆堆腔，RPV就内置在反应堆堆腔中，通常这种结构为永久性结构，核电站建成并运行一段时间后，其内混凝土、钢筋等材料被辐射出感生放射性，成为工作人员不可直接接近或长时间工作的区域。如中国专利：核电厂反应堆堆腔结构(申请号：CN201220245581.1)采用模块化建设的方法可加快施工、缩短工期，但仍存在反应堆运行后堆腔附近放射性强，无法通过更换压力容器实现核电站延寿。

发明内容

本实用新型的目的在于针对现有技术的缺陷，提出一种压力容器可更换式地下核电站堆腔，能在压力容器达到设计寿期后通过更换压力容器及堆腔结构使整个核电站的寿命延长。

为实现上述目的，本实用新型所设计的压力容器可更换式地下核电站堆腔，包括位于地下核电站安全壳洞室内的混凝土堆座和压力容器，其特殊之处在于，所述混凝土堆座的中部为台阶结构，堆腔内设置有支撑法兰，所述支撑法兰的边缘搁置在台阶结构上与混凝土堆座贴合，所述支撑法兰上设置有RPV支撑垫，压力容器通过RPV支撑面放置在RPV支撑垫上，所述混凝土堆座的堆腔中设置有环绕压力容器布置的可拆卸隔离层，所述可拆卸隔离层通过可拆卸的卯榫结构与混凝土堆座和支撑法兰连接。

进一步地，所述可拆卸隔离层包括位于支撑法兰上部的上部隔离、位于支撑法兰下部的下部隔离和位于压力容器底部的底部隔离。可拆卸隔离层的设计使得本实用新型既可通过模块化卯榫结构维持核电站堆腔结构完整性，保证所支撑的压力容器的安全运行，又可在严重事故时通过模块间预留膨胀孔冷却堆腔，还能在压力容器达到设计寿期后通过更换压力容器及堆腔结构使整个核电站寿命延长。

更进一步地，所述上部隔离包括由外向内依次与混凝土堆座连接的上部外层隔离、上部内层隔离，所述下部隔离包括由外向内依次与混凝土堆座连接的下部外层隔离、下部内层隔离。

更进一步地，所述可拆卸隔离层的卯榫结构过定位榫舌和榫槽之间的咬合交错固定。可拆卸隔离层采用卯榫结构交错连接，无常规的焊接件、混凝土预埋件等固定结构，拆除时只需要按安装顺序反向依次移除定位榫舌和隔离模块即可完成整个堆腔内的拆除工作，便于机械操作，减少工作人员所受的辐射剂量。

更进一步地，所述上部内层隔离外侧与所述上部外层隔离内侧相对应位置设置有半柱型导流槽，所述下部内层隔离、下部外层隔离内侧相对应位置设置有半柱型导流槽。导流槽可用于反应堆运行时堆腔的冷却通道，也用于隔离模块拆除时的膨胀分离孔。

更进一步地，所述上部外层隔离和下部外层隔离至少为一层，其材质为重原子序数材料；所述上部内层隔离和下部内层隔离至少为一层，其材质为重原子序数材料。重原子序数材料如铅、钢、重晶石混凝土等，保证与隔离层接触的堆腔混凝土基座面上的辐射剂量达到设定值，如中子注量率限制10⁴/(cm²·s)

更进一步地，所述底部隔离至少为一层，其材质为重晶混凝土，厚度为0.25～1m。底部隔离厚度及材质设置保证与底部隔离接触的堆腔混凝土基座面上的辐射剂量达到设定值，如中子注量率限制10⁴/(cm²·s)。

更进一步地，所述支撑法兰的材质为碳钢，厚度为0.25～1m。所述上部内层隔离和下部内层隔离的厚度为0.25～1m。所述上部外层隔离和下部外层隔离的厚度为0.5～1m。

本实用新型利用模块化的可更换隔离层通过卯榫结构连接后布置在堆腔混凝土基座上，在保证堆腔结构完整、压力容器安全稳定运行的同时，还可在压力容器寿命末期通过整体移除压力容器，分层拆除模块化隔离层后，有效降低反应堆堆腔的放射性剂量，为压力容器更换、安装创造条件。

本实用新型具有如下优点：

1、提高经济性，堆腔内隔离的模块化设计可确保同步建造和施工，有效缩短工期，降低核电站建设成本；压力容器的可更换能延长核电站运行寿命，提高整体经济性。

2、易拆除，堆腔内隔离采用卯榫结构交错连接，无常规的焊接件、混凝土预埋件等固定结构，拆除时只需要按安装顺序反向依次移除定位榫舌和隔离模块即可完成整个堆腔内的拆除工作，便于机械操作，减少工作人员所受的辐射剂量。

3、堆腔内结构易更换，压力容器运行寿命末期，堆腔内壁材料会产生极强的感生放射性，成为人体不可接近的区域，本实用新型结合卯榫连接结构与堆腔内隔离的模块化设计，使堆腔内设施可通过机械简单操作移除，使堆腔成为人体可正常工作的区域，为压力容器更换创造了前提条件。

附图说明

图1为本实用新型压力容器可更换式地下核电站堆腔的结构示意图；

图2为图1中上部外层隔离和上部内层隔离连接示意图；

图3隔离层活化后比活度(Bq/g)与厚度(mm)的关系曲线图；

图中：压力容器1，RPV筒体2；RPV顶封头3；RPV管嘴4；RPV支撑面5；RPV支撑垫6；上部外层隔离7；上部内层隔离8；堆腔混凝土基座9；定位榫舌10；支撑法兰11；下部外层隔离12；下部内层隔离13；底部隔离14，榫槽15，导流槽16。

具体实施方式

下面结合附图及实施例对本实用新型作进一步的详细描述，但该实施例不应理解为对本实用新型的限制。

如图1所示，本实用新型一种压力容器可更换式地下核电站堆腔包括位于地下核电站安全壳洞室内的混凝土堆座9、可拆卸隔离层和压力容器1。混凝土堆座9的中部为台阶结构，堆腔内设置有支撑法兰11，支撑法兰11的边缘搁置在台阶结构上与混凝土堆座9贴合。支撑法兰11上设置有RPV支撑垫6，压力容器1通过RPV支撑面5放置在RPV支撑垫6上。

可拆卸隔离层在混凝土堆座9的堆腔中环绕压力容器1布置。可拆卸隔离层通过可拆卸的卯榫结构与混凝土堆座9和支撑法兰11连接，如通过定位榫舌10和榫槽15之间的咬合交错固定。支撑法兰11的厚度为0.25米至1米，其材质为碳钢，支撑法兰11通过卯榫结构与位于其四周的上部隔离、下部隔离及堆腔混凝土基座9交错连接。

可拆卸隔离层从上到下分为上部隔离、下部隔离和底部隔离14。上部隔离从外至内依次包括上部外层隔离7和上部内层隔离8；下部内层隔离从外至内依次包括下部外层隔离12和下部内层隔离13。上部外层隔离7和下部外层隔离12至少为一层，其厚度为0.25米至1米，其材质可以根据需要设置成屏蔽中子辐射的轻原子序数材料或屏蔽伽马辐射的重原子序数材料，屏蔽中子辐射的材料如碳化硼、聚乙烯等，屏蔽伽马辐射的材料如铅、钢、重晶石混凝土等，外层隔离为多层时，不同材料的外层隔离可以根据需要交替布置。上部内层隔离8和下部内层隔离13至少为一层，其厚度为0.5米至1米，其材质为重原子序数材料，如铅、钢、重晶石混凝土等，内层隔离的厚度及材料设置保证与内层隔离接触的堆腔混凝土基座面上的辐射剂量达到设定值，如中子注量率限制10⁴/(cm²·s)。外层隔离、内层隔离及堆腔混凝土基座9之间通过卯榫结构相互交错连接。图2为上部外层隔离7和上部内层隔离8连接示意图，下部内层隔离13、下部外层隔离12的连接结构与之相同。

底部隔离14至少为一层，其厚度为0.25米至1米，其材质为重晶混凝土，底部隔离14厚度及材质设置保证与底部隔离接触的堆腔混凝土基座面上的辐射剂量达到设定值，如中子注量率限制10⁴/(cm²·s)。

上部内层隔离8外侧与所述上部外层隔离7内侧相对应位置设置有半柱型导流槽16，下部内层隔离13、下部外层隔离12内侧相对应位置设置有半柱型导流槽16，隔离接触面之间设置的导流槽16可用于反应堆运行时堆腔的冷却通道，也用于隔离模块拆除时的膨胀分离孔。

反应堆压力容器1运行寿命末期更换压力容器1的工作步骤如下：

1)将地下核电站安全壳堆腔注满硼水(水对辐射有一定屏蔽效果，且能避免后续切割中产生不易控制的放射性气载物)，通过计算机远程控制安全壳环形吊车移出RPV顶封头3，控制装换料机移出反应堆内燃料。

2)启动堆腔水循环系统，循环过滤堆腔注水，尽可能多地过滤出堆腔注水中的放射性微粒，如感生腐蚀金属碎片等污染物，降低堆腔注水的放射性水平，为压力容器1切割及移出做准备。

3)待堆腔注水的放射性水平稳定以后，计算机远程控制安全壳环形吊车与RPV筒体2连接，并逐步加上负载。控制水下切割机将RPV筒体2与周边管线切割开，如主管道冷段、热段管，堆芯注水管等。启动安全壳环形吊车，将RPV筒体2吊起一定高度，如1.5米，使用虹吸管排空RPV筒体2内剩余堆腔注水，然后由安全壳环形吊车将RPV筒体2移出安全壳保存。

4)按堆腔内隔离安装顺序的反序依次移除可拆卸隔离层，过程如下，以拆除上部外层隔离7为例：

a.用安全壳环形吊车上的吊具连接要移除的隔离件上部外层隔离7，并加上适当的载荷；

b.利用换料机机械手等自动工具移除上部外层隔离7上连接的定位榫舌10；

c.在上部外层隔离7的导流槽16中插入膨胀管，利用膨胀管的膨胀作用，使其与上部内层隔离8分离后由安全壳环形吊车将此隔离模块移出安全壳保存。

由于可拆卸隔离层采用卯榫结构交错连接，无常规的焊接件、混凝土预埋件等固定结构，拆除时只需要按安装顺序反向依次移除定位榫舌和隔离模块即可完成整个堆腔内的拆除工作，便于机械操作，减少工作人员所受的辐射剂量。上部内层隔离8、下部外层隔离12、下部内层隔离13用类似方法依次移除。

反应堆经过长时间运行后，其堆腔结构会被从反应堆泄漏出来的中子、伽马射线等辐射活化成带放射性的结构，但其活化程度随隔离层厚度的增加急剧减小(如图3所示)，堆腔内隔离移出完毕后，因感生放射性主要存在于堆腔内隔离内，因此，此时堆腔内放射性水平已降至安全水平，工作人员可在此区域内重新安装新的堆腔内模块及新换入的压力容器1。

其它未详细说明的部分均为现有技术。本实用新型并不严格地局限于上述实施例。

Claims (10)

1.一种压力容器可更换式地下核电站堆腔，包括位于地下核电站安全壳洞室内的混凝土堆座(9)和压力容器(1)，其特征在于：所述混凝土堆座(9)的中部为台阶结构，堆腔内设置有支撑法兰(11)，所述支撑法兰(11)的边缘搁置在台阶结构上与混凝土堆座(9)贴合，所述支撑法兰(11)上设置有RPV支撑垫(6)，压力容器(1)通过RPV支撑面(5)放置在RPV支撑垫(6)上，所述混凝土堆座(9)的堆腔中设置有环绕压力容器(1)布置的可拆卸隔离层，所述可拆卸隔离层通过可拆卸的卯榫结构与混凝土堆座(9)和支撑法兰(11)连接。

2.根据权利要求1所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述可拆卸隔离层包括位于支撑法兰(11)上部的上部隔离、位于支撑法兰(11)下部的下部隔离和位于压力容器(1)底部的底部隔离(14)。

3.根据权利要求2所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述上部隔离包括由外向内依次与混凝土堆座(9)连接的上部外层隔离(7)、上部内层隔离(8)，所述下部隔离包括由外向内依次与混凝土堆座(9)连接的下部外层隔离(12)、下部内层隔离(13)。

4.根据权利要求1所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述可拆卸隔离层的卯榫结构过定位榫舌(10)和榫槽(15)之间的咬合交错固定。

5.根据权利要求3所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述上部内层隔离(8)外侧与所述上部外层隔离(7)内侧相对应位置设置有半柱型导流槽(16)，所述下部内层隔离(13)、下部外层隔离(12)内侧相对应位置设置有半柱型导流槽(16)。

6.根据权利要求3所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述上部外层隔离(7)和下部外层隔离(12)至少为一层，其材质为重原子序数材料；所述上部内层隔离(8)和下部内层隔离(13)至少为一层，其材质为重原子序数材料。

7.根据权利要求3所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述底部隔离(14)至少为一层，其材质为重晶混凝土，厚度为0.25～1m。

8.根据权利要求2所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述支撑法兰(11)的材质为碳钢，厚度为0.25～1m。

9.根据权利要求6所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述上部内层隔离(8)和下部内层隔离(13)的厚度为0.25～1m。

10.根据权利要求6所述的压力容器可更换式地下核电站堆腔，其特征在于：所述上部外层隔离(7)和下部外层隔离(12)的厚度为0.5～1m。