CN218918458U - 核反应堆堆腔非能动注水冷却系统 - Google Patents
核反应堆堆腔非能动注水冷却系统 Download PDFInfo
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Abstract
一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统。目前，现有的反应堆堆腔注水冷却系统设置了电动门作为导通与关闭冷却水的器件，而无法正常运行。一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其组成包括：高位堆腔冷却水箱（1）和反应堆（7），高位对腔冷却水箱的堆腔入口处安装有碟式逆止阀（2），逆止阀的阀盖处顶靠有一根金属棒（3），金属棒的另一端插入反应堆外壁金属壳的凹槽（6）中；金属棒的中间位置安装有一根拉伸弹簧（5）和一根压紧弹簧（4），拉伸弹簧和所述的压紧弹簧安装与反应堆的堆腔外侧。本实用新型应用于堆腔冷却水系统。
Description
技术领域：
本实用新型涉及一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统。
背景技术：
我国作为能源消耗大国，主要能源消耗仍是化石能源为主，为了解决化石能源的污染以及资源有限的问题，实现碳中和，核电站的建设逐渐的成为国家发展的重要能源保障。近年来，核电建设又掀起一股建设浪潮，如何保证核电的安全显得十分迫切。
在现有的核电厂，核反应堆的结构是在安全壳中形成反应堆堆腔,在堆腔中设置压力容器。一旦核反应堆发生严重事故时，反应堆堆芯会产生大量的热量，而逐渐熔化掉入压力容器底部，如果此时熔融物碎片无法得到冷却，高温熔融物熔穿压力容器，通过破口进入堆腔，烧蚀地基混凝土，释放出大量的不凝结气体。安全壳因不凝气体持续聚集将导致安全壳超压失效，放射性物质进入大气，造成环境污染；熔融物将安全壳底板熔穿，放射性进入地基，污染土壤和水质。因此，需要采取相关措施来防止压力容器熔穿或缓解压力容器熔穿所造成的后果。
通常在发生堆芯熔化时，要打开四个串并联安装方式的电动阀门，堆腔冷却水箱中的冷却水自动注入堆腔，通过冷却压力容器外壁带走堆芯熔融物热量，降低反应堆压力容器外壁的温度，维持压力容器的完整性，实现压力容器内堆芯熔融物的滞留。
然而，一旦电动门因为卡涩或者失去动力电源而无法开启时，堆腔冷却水系统将无法正常运行，反应堆将发生熔穿事故，令人担忧。
发明内容：
本实用新型的目的是提供一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，解决了现有的反应堆堆腔注水冷却系统设置了电动门作为导通与关闭冷却水的器件，而无法正常运行的问题，提高反应堆堆腔注水冷却系统的可靠性。
上述的目的通过以下的技术方案实现：
一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其组成包括：高位堆腔冷却水箱集体通过管道连接的反应堆，所述的高位对腔冷却水箱的堆腔入口处管道上安装有碟式逆止阀，所述的逆止阀的阀盖处顶靠有镁合金的金属棒，所述金属棒的另一端插入反应堆外壁金属壳的凹槽中；所述的金属棒的中间位置安装有一根拉伸弹簧和一根压紧弹簧，所述的拉伸弹簧和所述的压紧弹簧安装与反应堆的堆腔外侧。
所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，所述的金属棒为熔点为550℃的镁合金金属棒。
所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，所述的凹槽的深度为10mm。
本实用新型的有益效果：
1.本实用新型设置一个高位堆腔冷却水箱，高位堆腔冷却水箱与堆腔连接的管道，在管道堆腔入口处设置一碟式逆止阀，逆止阀阀盖处顶着一根熔点为550℃的镁合金金属棒，金属棒另一端插入反应堆外壁金属壳凹槽中（深度10mm），金属棒中间设置一拉申一压紧的两根弹簧安装于堆腔外侧，保证其可靠性。当反应堆发生融芯事故，反应堆外壁升高至550℃时，镁合金棒嵌入堆芯外壁一端融化，在弹簧的作用下倾倒，下头被脱离蝶阀阀盖，蝶阀阀盖自动打开，高位堆腔冷却水箱能在重力的作用下自动注入堆腔，冷却反应堆外壁，维持压力容器的完整性，避免重大辐射污染事故的发生。
附图说明：
附图1是本实用新型的结构示意图。
附图2是金属棒与压紧弹簧和拉伸弹簧的连接示意图。
图中：1、高位堆腔冷却水箱，2、逆止阀，3、金属棒，4、压紧弹簧，5、拉伸弹簧，6、凹槽，7、反应堆。
具体实施方式：
实施例1：
一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其组成包括：高位堆腔冷却水箱1和反应堆7，所述的高位对腔冷却水箱的堆腔入口处安装有碟式逆止阀2，所述的逆止阀的阀盖处顶靠有一根金属棒3，金属棒的另一端插入反应堆外壁金属壳的凹槽6中；所述的金属棒的中间位置安装有一根拉伸弹簧5和一根压紧弹簧4，所述的拉伸弹簧和所述的压紧弹簧安装与反应堆的堆腔外侧。拉伸弹簧的一端与金属棒焊接固定，另一端与底座焊接固定在一起，压紧弹簧的一端与金属棒焊接固定，另一端与另一侧的底座焊接固定在一起；所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，所述的金属棒为熔点为550℃的镁合金金属棒。所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，所述的凹槽的深度为10mm。
主要流程：当堆芯发生融化时，为了保证反应堆外壳的完整性，反应堆外壳温度上升至550摄氏度时，熔点为550℃的镁合金金属棒3插入反应堆外壳的一端融化，在压缩弹簧4以及拉伸弹簧5（为了保证其可靠性设置两个弹簧）的作用下，镁合金金属棒倾倒后下端脱离碟式逆止阀2，碟式逆止阀自动打开，堆腔冷却水由高位堆腔冷却水箱1流经管道后进入反应堆堆腔，避免反应堆7熔穿。
Claims (3)
1.一种核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其组成包括：高位堆腔冷却水箱集体通过管道连接的反应堆，其特征是：所述的高位对腔冷却水箱的堆腔入口处管道上安装有碟式逆止阀，所述的逆止阀的阀盖处顶靠有镁合金的金属棒，所述金属棒的另一端插入反应堆外壁金属壳的凹槽中；所述的金属棒的中间位置安装有一根拉伸弹簧和一根压紧弹簧，所述的拉伸弹簧和所述的压紧弹簧安装与反应堆的堆腔外侧。
2.根据权利要求1所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其特征是:所述的金属棒为熔点为550℃的镁合金金属棒。
3.根据权利要求1所述的核反应堆堆腔非能动注水冷却系统，其特征是:所述的凹槽的深度为10mm。
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| CN202223040898.4U CN218918458U (zh) | 2022-11-15 | 2022-11-15 | 核反应堆堆腔非能动注水冷却系统 |
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| CN218918458U true CN218918458U (zh) | 2023-04-25 |
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Country Status (1)
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2022
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