CN214312671U - 压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站 - Google Patents

Abstract

本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

Description

压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站

技术领域

本申请属于核电站安全壳冷却技术领域，具体涉及一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。

背景技术

安全壳和反应堆压力容器都是核电站发生事故时，防止放射性物质外泄的重要安全屏障。在发生严重事故时，安全壳会因迅速充入大量蒸汽使得壳内温度和压力急剧上升，一旦温度、压力超过设计许用范围则可能造成安全壳损坏，使得放射性物质外泄。因此，为保证核电站的安全，有必要设置专门系统用于冷却安全壳的冷却系统。

在相关技术中，在安全壳内部设置换热器，以使蒸汽流经换热器外侧，实现对蒸汽的降温，但是，该冷却方式下，换热器对蒸汽的冷却效率低。

实用新型内容

本申请实施例的目的是提供一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站，能够提升对蒸汽的冷却效率。

为了解决上述技术问题，本申请是这样实现的：

第一方面，本申请实施例提供了一种压水堆核电站安全壳冷却系统，包括：

安全壳，所述安全壳内具有收容空腔，且所述安全壳的侧壁上开设有与所述收容空腔分别连通的第一通孔和第二通孔；

第一水箱，所述第一水箱设置于所述安全壳的外周；

换热器，所述换热器设置于所述第一水箱内，且所述换热器的入口与所述第一通孔连通，所述换热器的出口与所述第二通孔连通；

堆内熔融物滞留IVR水箱，所述IVR水箱设置于所述收容空腔内，且所述换热器的出口还通过管道与所述IVR水箱的第一端连通；

压力容器，所述压力容器设置于所述收容空腔内，且所述IVR水箱的第二端与所述压力容器连通；

其中，所述第一水箱的水平高度大于所述IVR水箱的水平高度，且所述IVR水箱的水平高度大于所述压力容器的水平高度。

可选的，压水堆核电站安全壳冷却系统还包括：

保温层，所述保温层设置于所述收容空腔内，且所述保温层间隔设置于所述压力容器的外周，以在所述压力容器的外侧壁与所述保温层的内侧壁之间形成堆腔；

所述IVR水箱的第二端还与所述堆腔连通。

可选的，所述换热器的入口通过贯穿所述第一通孔的第一管道与所述收容空腔连通，所述换热器的出口通过贯穿所述第二通孔的第二管道与所述IVR水箱的第一端连通，且所述第二管道包括管道支路，所述管道支路的开口端延伸至所述收容空腔中；

所述第一管道、所述第二管道和所述管道支路上分别设置有阀门，所述阀门在预设条件下开启，所示预设条件包括以下至少一项：所述安全壳内的压强大于或者等于预设压强，所述安全壳内的温度大于或者等于预设温度。

可选的，所述换热器的入口的水平高度大于所述换热器的出口的水平高度。

可选的，所述管道支路沿垂直于水平面的方向向上延伸。

可选的，所述IVR水箱与所述压力容器的上端连通。

可选的，所述IVR水箱与所述堆腔连通的部位位于所述保温层的沿重力方向上的底部。

可选的，所述第二管道与所述IVR水箱连通的一端，浸没于所述IVR水箱内收容的液体中。

可选的，所述第一水箱的顶部呈开口设置，以使所述第一水箱内的液体通过自然蒸发方式冷却。

第二方面，本申请实施例还提供了一种核电站，包括：如第一方面所述的压水堆核电站安全壳冷却系统。

在本申请实施例中，压水堆核电站安全壳冷却系统，包括：安全壳，所述安全壳上开设有第一通孔和第二通孔；所述安全壳内具有收容空腔，且所述安全壳的侧壁上开设有与所述收容空腔分别连通的第一通孔和第二通孔；所述第一水箱设置于所述安全壳的外周；所述换热器设置于所述第一水箱内，且所述换热器的入口与所述第一通孔连通，所述换热器的出口与所述第二通孔连通；IVR水箱，所述IVR水箱设置于所述收容空腔内，且所述换热器的出口还通过管道与所述IVR水箱的第一端连通；所述压力容器设置于所述收容空腔内，且所述IVR水箱的第二端与所述压力容器连通；其中，所述第一水箱的水平高度大于所述IVR水箱的水平高度，且所述IVR水箱的水平高度大于所述压力容器的水平高度。这样，当发生安全事故造成蒸汽泄露至安全壳内的收容空腔中时，蒸汽将通过安全壳上的第一通孔进入安全壳外的换热器内，由于换热器浸没在第一水箱中的冷却液体中，从而能够使流经换热器内的蒸汽充分的冷却，从而提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

附图说明

图1是本申请实施例提供的一种压水堆核电站安全壳冷却系统的结构图；

图2是本申请实施例提供的另一种压水堆核电站安全壳冷却系统的结构图。

具体实施方式

下面将结合本申请实施例中的附图，对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本申请一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本申请保护的范围。

本申请的说明书和权利要求书中的术语“第一”、“第二”等是用于区别类似的对象，而不用于描述特定的顺序或先后次序。应该理解这样使用的数据在适当情况下可以互换，以便本申请的实施例能够以除了在这里图示或描述的那些以外的顺序实施，且“第一”、“第二”等所区分的对象通常为一类，并不限定对象的个数，例如第一对象可以是一个，也可以是多个。此外，说明书以及权利要求中“和/或”表示所连接对象的至少其中之一，字符“/”，一般表示前后关联对象是一种“或”的关系。

下面结合附图，通过具体的实施例及其应用场景对本申请实施例提供的压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站进行详细地说明。

请参阅图1，是本申请实施例提供的一种压水堆核电站安全壳冷却系统的结构图，如图1所示，该压水堆核电站安全壳冷却系统，包括：安全壳1、第一水箱2、换热器3、IVR水箱4以及压力容器5。

如图1所示，安全壳1内具有收容空腔，且安全壳1的侧壁上开设有第一通孔和第二通孔，第一水箱2设置于安全壳1的外周；换热器3设置于第一水箱2内，且换热器3的入口与所述第一通孔连通，换热器3的出口与所述第二通孔连通；IVR水箱4设置于安全壳1内的收容空腔中，且换热器3的出口还通过管道与IVR水箱4的第一端连通；压力容器5设置于安全壳1内的收容空腔中，且IVR水箱4的第二端与压力容器5连通；其中，第一水箱2的水平高度大于IVR水箱4的水平高度，且IVR水箱4的水平高度大于压力容器5的水平高度。

在实施中，如图1所示，核反应堆的堆芯51设置于压力容器5中，当发生事故造成堆芯温度超标时，IVR水箱4需要向压力容器5中输送冷却液，以降低堆芯51的温度，避免堆芯51因温度过高而造成堆芯融毁，甚至造成压力融合5和安全壳1被融穿的严重后果。

本申请实施例中，换热器3的出口通过管道与IVR水箱4的第一端连通，表示：蒸汽流经换热器3后，因冷却而凝结成液态的冷凝液时，该冷凝液将从换热器3的出口排出，并经管道的导流而进入IVR水箱4，以补充IVR水箱4内的冷却液。

另外，上述IVR水箱4的第一端可以表示为：IVR水箱4的进液口；相应的，上述IVR水箱4的第二端可以表示为：IVR水箱4的出液口。当发生严重的安全事故时，IVR水箱4向压力容器5内输送液体，以降低压力容器5内的堆芯51的温度，以避免该堆芯51融毁而融穿压力容器5和/或安全壳1的侧壁，进而造成核泄露的问题。

这样，本申请实施例中，当发生管道破裂等造成冷却剂泄露安全事故时，携带有放射性物质的高温蒸汽泄露至安全壳1的收容空腔内，此时，换热器3将对该蒸汽进行冷却，以生成冷凝液，并收集换热器内的冷凝液，以使用该冷凝液来补充IVR水箱中冷却液；此时，IVR水箱中的液体将不断的得到补充，从而在IVR水箱向压力容器5内输入冷却液时，能够避免因IVR水箱中的液体不足而造成压力容器5内的堆芯51降温慢或者降温不充分的问题。

在实施中，上述第一水箱2又可以称之为“高位水箱”该第一水箱2设置于安全壳1外水平高度比较高的位置。具体的，第一水箱2的水平高度可以高于IVR水箱4的水平高度。

这样，换热器3内的冷凝液将在重力作用下流向IVR水箱4内，从而无需设置电机或者泵等驱动装置来驱动换热器3内的冷凝液流向IVR水箱4内。

另外，IVR水箱4的水平高度可以高于压力容器5的水平高度。

这样，当发生事故时，仅需打开VR水箱4与压力容器5之间的管道上的阀门，便可以使VR水箱4内的冷却液在重力作用下流向压力容器5内，从而无需设置电机或者泵等驱动装置来驱动VR水箱4内的冷却液流向压力容器5内。

进一步的，换热器3的入口的水平高度大于换热器3的出口的水平高度。

这样，蒸汽流经换热器3后，因冷却而凝结成液态的冷凝液时，该冷凝液将在重力作用下，下降至换热器3的出口处，从而使冷凝液从换热器3的出口处排出，并经管道的导流而进入IVR水箱4内。

可选的，第一水箱2呈圆环状，以环绕于安全壳1外。此时，换热器3也可以呈圆环状，且换热器3所在的圆环与第一水箱2所在的圆环具有相同的圆心。

这样，可以增大第一水箱2的体积，并增加蒸汽在换热器3内的流动路径，以增加蒸汽与第一水箱2内盛放的冷却液体的换热面积，从而提升对换热器3内的蒸汽的冷却效果。

可选的，第一水箱2的顶部呈开口设置，以使第一水箱2内的液体通过自然蒸发方式冷却。

本实施方式中，上述第一水箱2的顶部呈开口设置，可以理解为：第一水箱2的纵向界面呈U型槽结构。

这样，无需设置冷却循环装置来冷却第一水箱2内盛放的液体，从而实现无动力冷却，以简化压水堆核电站安全壳冷却系统的结构。

当然，在具体实施中，也可以将第一水箱2设置为具有收容腔的封闭结构，并设置冷却循环装置，以通过该冷却循环装置来冷却第一水箱2内盛放的液体。

可选的，如图2所示，压水堆核电站安全壳冷却系统，还包括：

保温层6，保温层6设置于所述收容空腔内，且保温层6间隔设置于压力容器5的外周，以在压力容器5的外侧壁与保温层6的内侧壁之间形成堆腔61；

IVR水箱4的第二端还通过管道与堆腔61连通。

在实施中，保温层6可以呈底部封闭的槽型结构，以在IVR水箱4向堆腔61内输送液体时，该保温层6可以将这些液体收集在堆腔61内。

这样，当发生严重安全事故，造成压力容器5内的堆芯融毁时，IVR水箱4可以向堆腔61中输入液体，此时，即使压力容器5的底部被融穿，也能够通过堆腔61中的液体对流入堆腔61中的高温放射性物质进行降温，以避免该高温放射性物质继续融穿保温层6。

进一步的，IVR水箱4与堆腔61连通的部位位于所述保温层6的沿重力方向上的底部。

在具体实施中，上述IVR水箱4与堆腔61连通的部位位于保温层6的沿重力方向上的底部，可以理解为：与IVR水箱4的出液口连通的管道，贯穿保温层6的底部，以与堆腔61连通。

在实际应用中，当堆芯51急剧升温，即使IVR水箱4向压力容器5内输送液体也不足以控制堆芯51融毁时，堆芯51中的高温放射性物质可能积聚在压力容器5的底部，甚至融穿压力容器5的底部，以进入堆腔61内。本实施方式中，将与IVR水箱4的出液口连通的管道贯穿保温层6的底部，可以使进入保温层6内的液体更快速的与高温放射性物质接触，或者更有效的对积聚在压力容器5的底部的高温放射性物质进行冷却，从而提升了冷却效率，并提供双层的冷却保护。

可选的，如图1和图2所示换热器3的入口通过贯穿所述第一通孔的第一管道31与所述收容空腔连通，换热器3的出口通过贯穿所述第二通孔的第二管道32与IVR水箱4的第一端连通，且第二管道32包括管道支路33，管道支路33的开口端延伸至所述收容空腔中；

第一管道31、第二管道32和所述管道支路33上分别设置有阀门，所述阀门在预设条件下开启，所示预设条件包括以下至少一项：安全壳1内的压强大于或者等于预设压强，安全壳1内的温度大于或者等于预设温度。

在具体实施中，上述预设条件可以包括：安全壳内的温度或压强超标，当然，上述预设条件还可以包括：安全壳1内部发生蒸汽泄露事故等。

本实施方式中，上述第一管道31、第二管道32和所述管道支路33上的阀门在正常运行情况下关闭，即本申请实施例提供的压水堆核电站安全壳冷却系统在正常运行条件下不工作。当然，在具体实施中，还可以通过其他方式控制本申请实施例提供的压水堆核电站安全壳冷却系统在正常运行条件下不工作，在此不作具体阐述。

另外，当安全壳1内部未发生蒸汽泄露事故时，从第一管道31吸入换热器3内的气体中仅包括空气，也就是说：该空气经过换热器3冷却后，不会产生冷凝液体；仅当安全壳1内部发生蒸汽泄露事故时，从第一管道31吸入换热器3内的气体中还包括蒸气，从而使第二管道32中有冷凝液流出至IVR水箱4中。

可选的，管道支路33沿垂直于水平面的方向向上延伸。

在实施中，从第一管道31吸入换热器3内的气体可以是高温蒸汽及空气的混合物，该混合物经过换热器3冷却后，分为不凝结的气体和冷凝液，其中，气体从该管道支路33返回至安全壳1内，而冷凝液通过第二管道32收集至IVR水箱内。

本实施方式中，使管道支路33沿垂直于水平面的方向向上延伸，可以避免冷凝液从该管道支路33的出口端流向安全壳1内。

可选的，IVR水箱4与压力容器5的上端连通。

如图2所示，在实施中，将堆芯51收容在压力容器5内。上述IVR水箱4与压力容器5的上端连通，可以理解为：与IVR水箱4的出液口连通的管道贯穿压力容器5的顶部，以与压力容器5内的腔体连通。

这样，可以在发生事故时，使IVR水箱4内的冷却液通过压力容器5的顶部直接浇落在堆芯51上，从而使堆芯51快速降温。

可选的，第二管道32与IVR水箱4连通的一端，浸没于IVR水箱4内收容的液体中。

在具体实施中，第二管道32内的冷凝液为安全壳1内泄露的蒸汽所凝结的液体，其中往往含有放射性物质，通过将第二管道32的出口端浸没在IVR水箱4内收容的液体中，可以使含有放射性物质的冷凝液充分的与IVR水箱4内液体接触，并混合均匀。

需要说明的是，如图1和图2所示压水堆核电站安全壳冷却系统中，对于与现有技术相同的结构并未示出，例如：如图2中所示的蒸汽发生器7，以及与该蒸汽发生器7连接的蒸汽循环装置。

另外，IVR水箱4与压力容器5之间的管道上，以及IVR水箱4与保温层6之间的管道上，分别可以设置阀门，以控制各自所在管道的通断或者调节IVR水箱4的出液口流出的液体的流速等。

本申请实施例提供的压水堆核电站安全壳冷却系统，在事故发生后，能够以非能动的方式有效降低安全壳内的压力及温度，并回收全部的冷凝液；另外，将换热器和第一水箱设置在安全壳外，可以避免换热器和第一水箱占用安全壳内的控件，使安全壳的体积能够进一步缩小。

本申请实施例还提供一种核电站，该核电站包括如上图1或图2所示实施例中的压水堆核电站安全壳冷却系统。

在具体实施中，上述核电站具体指压水堆核电站，本申请实施例提供的核电站具有与如上图1或图2所示实施例中的压水堆核电站安全壳冷却系统相同的有益效果，为避免重复，在此不再赘述。

提供的电子设备具有与本申请实施例提供的任一种核动力设备缺陷信息管理装置相同的有益效果，为避免重复，这里不再赘述。

需要说明的是，在本文中，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、物品或者装置不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、物品或者装置所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括一个……”限定的要素，并不排除在包括该要素的过程、方法、物品或者装置中还存在另外的相同要素。此外，需要指出的是，本申请实施方式中的方法和装置的范围不限按示出或讨论的顺序来执行功能，还可包括根据所涉及的功能按基本同时的方式或按相反的顺序来执行功能，例如，可以按不同于所描述的次序来执行所描述的方法，并且还可以添加、省去、或组合各种步骤。另外，参照某些示例所描述的特征可在其他示例中被组合。

上面结合附图对本申请的实施例进行了描述，但是本申请并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本申请的启示下，在不脱离本申请宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，均属于本申请的保护之内。

Claims (10)

1.一种压水堆核电站安全壳冷却系统，其特征在于，包括：

安全壳，所述安全壳内具有收容空腔，且所述安全壳的侧壁上开设有与所述收容空腔分别连通的第一通孔和第二通孔；

第一水箱，所述第一水箱设置于所述安全壳的外周；

换热器，所述换热器设置于所述第一水箱内，且所述换热器的入口与所述第一通孔连通，所述换热器的出口与所述第二通孔连通；

堆内熔融物滞留IVR水箱，所述IVR水箱设置于所述收容空腔内，且所述换热器的出口还通过管道与所述IVR水箱的第一端连通；

压力容器，所述压力容器设置于所述收容空腔内，且所述IVR水箱的第二端与所述压力容器连通；

其中，所述第一水箱的水平高度大于所述IVR水箱的水平高度，且所述IVR水箱的水平高度大于所述压力容器的水平高度。

2.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，还包括：

保温层，所述保温层设置于所述收容空腔内，且所述保温层间隔设置于所述压力容器的外周，以在所述压力容器的外侧壁与所述保温层的内侧壁之间形成堆腔；

所述IVR水箱的第二端还与所述堆腔连通。

3.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述换热器的入口通过贯穿所述第一通孔的第一管道与所述收容空腔连通，所述换热器的出口通过贯穿所述第二通孔的第二管道与所述IVR水箱的第一端连通，且所述第二管道包括管道支路，所述管道支路的开口端延伸至所述收容空腔中；

所述第一管道、所述第二管道和所述管道支路上分别设置有阀门，所述阀门在预设条件下开启，所示预设条件包括以下至少一项：所述安全壳内的压强大于或者等于预设压强，所述安全壳内的温度大于或者等于预设温度。

4.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述换热器的入口的水平高度大于所述换热器的出口的水平高度。

5.根据权利要求3所述的系统，其特征在于，所述管道支路沿垂直于水平面的方向向上延伸。

6.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述IVR水箱与所述压力容器的上端连通。

7.根据权利要求2所述的系统，其特征在于，所述IVR水箱与所述堆腔连通的部位位于所述保温层的沿重力方向上的底部。

8.根据权利要求3所述的系统，其特征在于，所述第二管道与所述IVR水箱连通的一端，浸没于所述IVR水箱内收容的液体中。

9.根据权利要求1所述的系统，其特征在于，所述第一水箱的顶部呈开口设置，以使所述第一水箱内的液体通过自然蒸发方式冷却。

10.一种核电站，其特征在于，包括：如权利要求1至9中任一项所述的压水堆核电站安全壳冷却系统。

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