專利名稱:堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)的制作方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本實用新型涉及核電站的安全設備，更具體地說，涉及一種應用在核電站嚴重事 故下的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)。
背景技術(shù)：
隨著技術(shù)的成熟核電站的安全性的不斷提高，核電站的建設逐漸的成為國家發(fā)展 的重要能源保障。
目前的核電站中，核反應堆的結(jié)構(gòu)是在安全殼中形成反應堆堆腔，在堆腔中設置 壓力容器。壓力容器具有主冷卻管道，對壓力容器進行常規(guī)的冷卻。
在核反應堆發(fā)生嚴重事故時，反應堆堆芯會產(chǎn)生大量的熱量，而逐漸熔化掉入壓 力容器底部，此時如果熔融物碎片得不到冷卻，高溫熔融物將導致熔穿壓力容器，通過破口 進入堆腔。造成燒蝕地基混凝土，釋放出大量的不凝結(jié)氣體(H2、C02、C0等)。這會給安全 殼帶來兩種后果1)安全殼因不凝氣體持續(xù)聚集導致安全殼超壓失效，放射性物質(zhì)進入大 氣，破壞環(huán)境；2)熔融物將安全殼底板熔穿，放射性進入地基，污染土壤和水質(zhì)。因此，需要 采取相關(guān)措施來防止壓力容器熔穿或緩解壓力容器熔穿所造成的后果。
通常的嚴重事故緩解方法是通過設置在壓力容器外圍的主冷卻管道對壓力容器 表面進行噴淋冷卻或者堆腔充水冷卻，進而降低壓力容器的溫度。但是，這種方法僅僅是對 壓力容器外表面進行冷卻，其冷卻速度和帶走的熱量有限，不能有效導出堆芯熱量和保證 壓力容器的完整性；而且，噴淋或者充水后的水吸收了熱量，滯留在反應堆堆腔內(nèi)，使得反 應堆堆腔的溫度提高，并且，熱量始終在安全殼內(nèi)，無法向外界散發(fā)，造成了整個安全殼的 溫度的升高，存在不少安全隱患。

實用新型內(nèi)容

本實用新型要解決的技術(shù)問題在于，針對現(xiàn)有嚴重事故緩解技術(shù)不能有效導出堆 芯熱量，保證堆芯、壓力容器和安全殼完整性的缺陷，提供一種在核電站嚴重事故下可有效 的對反應堆堆芯冷卻、堆腔充水和安全殼熱量導出的系統(tǒng)。
本實用新型解決其技術(shù)問題所采用的技術(shù)方案是提供一種堆芯冷卻、堆腔充水 及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，包括安全殼、設置在所述安全殼內(nèi)的反應堆堆腔、以及安裝在所 述反應堆堆腔內(nèi)連接有主冷卻管道的壓力容器；還包括設置在所述安全殼內(nèi)的堆芯冷卻系 統(tǒng)、以及導出所述安全殼內(nèi)的熱量的安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)；
所述堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱、連接在所述非能動堆芯冷 卻與堆腔充水箱與所述主冷卻管道之間帶有堆芯注水閥門的堆芯注水管道、以及連接在所 述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱與所述反應堆堆腔之間帶有堆腔充水閥門的堆腔充水管 道；
所述安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)包括設置在所述安全殼下部的換料水箱、通過管 道與所述換料水箱連通的熱量導出與噴淋泵、熱量導出與噴淋熱交換器、冷卻系統(tǒng)、以及設有噴淋閥門并對所述安全殼內(nèi)進行噴淋的噴淋管道；
所述熱量導出與噴淋熱交換器包括與所述換料水箱和噴淋管道連通的第一換熱 管路、以及與所述冷卻系統(tǒng)連接接入冷媒的第二換熱管路；所述第一換熱管路與第二換熱 管路進行熱交換。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述冷卻系統(tǒng) 還包括中間水冷系統(tǒng)和最終熱阱系統(tǒng)；
所述中間水冷系統(tǒng)包括設置在所述第二換熱管道上的中間水泵、以及與所述第二 換熱管道連接的中間水冷熱交換器；
所述最終熱阱系統(tǒng)包括冷源、連接所述冷源和中間水冷熱交換器的第三換熱管 道、以及在所述第三換熱管道上設置的冷源泵；所述第二換熱管道與所述第三換熱管道在 所述中間水冷熱交換器進行熱交換冷卻。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述堆芯冷卻 系統(tǒng)還包括為所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱的補水并帶有充水閥門的充水管道；所述 充水管道的進水口連接在所述噴淋管道上。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述充水管道 的進水口上還連接有消防水充水管道，并且在所述消防水充水管道上設有消防水充水閥 門。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述充水管道 與所述換料水箱之間連接有管道，所述管道上設有閥門。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述充水管道 與所述堆芯注水管道和堆腔充水管道連通。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述噴淋管道 至少包括一段設置在所述安全殼內(nèi)的噴淋管。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述換料水 箱設置在所述安全殼的壓力容器底部。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述非能動堆 芯冷卻與堆腔充水箱的底部高于所述壓力容器的主冷卻管道的高度。
在本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)中，所述非能動堆 芯冷卻與堆腔充水箱設有用于檢測其水位的充水箱水位檢測儀；所述堆腔內(nèi)設有用于檢測 其水位的堆腔水位檢測儀。
實施本實用新型具有以下有益效果在核電站發(fā)生嚴重事故時，能夠利用堆內(nèi)冷 卻系統(tǒng)往堆芯和堆腔注入冷卻水，并通過安全殼熱量導出和噴淋系統(tǒng)將安全殼內(nèi)的熱量及 時導出，從而可以確保壓力容器的安全性，并確保安全殼內(nèi)的壓力不超過設計值，維持安全 殼的完整性。


下面將結(jié)合附圖及實施例對本實用新型作進一步說明，附圖中
圖1是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖；
圖2是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)堆芯注水的示意
5圖；
圖3是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)堆腔充水的示意 圖；
圖4是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)堆芯注水、堆腔充 水及非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱充水的示意圖；
圖5是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)消防水充水的示意 圖；
圖6是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)噴淋示意圖；
圖7是本實用新型堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)堆芯注水、堆腔充 水、及噴淋同時進行的示意圖。
具體實施方式
如圖1至圖7所示，是本實用新型的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)的 一個實施例，包括安全殼10、設置在安全殼10內(nèi)的反應堆堆腔20、以及安裝在反應堆堆腔 20內(nèi)的壓力容器30。該壓力容器30設有主冷卻管道31，用于接入冷卻劑，對壓力容器30 內(nèi)部進行冷卻。
該堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出系統(tǒng)還包括堆芯冷卻系統(tǒng)以及安全殼熱 量導出與噴淋系統(tǒng)，可以實現(xiàn)對反應堆堆腔20內(nèi)部的壓力容器30進行冷卻，并將熱量從反 應堆堆腔20導出避免反應堆堆腔內(nèi)的溫度過高而導致壓力容器損壞。
該堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41、堆芯注水管道42、堆腔充 水管道43以及充水管道44等。該非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41用于在發(fā)生嚴重時故 事提供冷卻水，其數(shù)量可以為一個或多個。在本實施例中，該非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱 41安裝在安全殼10內(nèi)，底部高度高于壓力容器30的主冷卻管道31，從而在重力和連通原 理的作用下，無須動力即為堆內(nèi)提供冷卻水。
該堆芯注水管道42的一端連接在非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41的底部，另一 端連接在主冷卻管道31上；并且在堆芯注水管道42上設置堆芯注水閥門421，來控制堆芯 注水管路的開閉。該堆芯注水閥門421可以選用自動爆破閥，當然，也可以選用其他的自動 或手動閥門。
該堆腔充水管道43的一端連接在非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41的底部，另一 端則穿過進入反應堆堆腔20內(nèi)；并且在堆腔充水管道43上設置堆腔充水閥門431，來控制 堆腔充水管路的開閉。
而充水管道44的一端連接在非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41的底部，另一端則 穿出安全殼10接入補充水，為非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41補水，并且可以直接為堆芯 和堆腔充水。在充水管道44上設置有充水閥門441，來控制充水管道44的開閉。該充水管 道44的進水段可以連接到噴淋管道54 ；也可以通過消防水充水管道45來連接到消防水系 統(tǒng)，并且在消防水充水管道45上設置消防水充水閥門451。
如圖所示，本實施例的堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44可以共用 部分管線，通過控制閥門的開閉來選擇對應的管道連通(詳后述)，從而起到簡化結(jié)構(gòu)的作 用。可以理解的，堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44是互不相干的獨立管
6道。而且，堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44的數(shù)量可以根據(jù)實際需要進行 增減。
該安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)包括換料水箱51、熱量導出與噴淋泵52、熱量導出 與噴淋熱交換器53、冷卻系統(tǒng)、以及噴淋管道54等，將安全殼10內(nèi)的熱量導出安全殼10， 避免安全殼10內(nèi)熱量的積聚導致的壓力增大。圖中僅示意性的給出了一個熱量導出與噴 淋泵52、熱量導出與噴淋熱交換器53、冷卻系統(tǒng)、以及噴淋管道54等；可以理解的，其數(shù)量 可以根據(jù)需要進行增減。
該換料水箱51設置在安全殼10內(nèi)，位于壓力容器30底部的標高以下，為安全殼 熱量導出與噴淋系統(tǒng)提供噴淋水。
該熱量導出與噴淋熱交換器53包括進行熱交換的第一換熱管路和第二換熱管 路。第一換熱管路連通換料水箱51和噴淋管道54，并且熱量導出與噴淋泵52安裝在第一 換熱管路與換料水箱51連接的管路上，提供動力，將換料水箱51的水送到第一換熱管路換 熱后，再進入到噴淋管道54在安全殼10內(nèi)進行噴淋。該噴淋管道54至少包括一段設置在 安全殼10內(nèi)的噴淋管542，對安全殼10內(nèi)進行噴淋冷卻；并且在噴淋管道54上設置噴淋 閥門541，以控制噴淋管道54的開閉。
該第二換熱管路與冷卻系統(tǒng)連接，接入冷媒，與第一換熱管路進行熱交換，冷卻流 經(jīng)第一換熱管路的水。
該冷卻系統(tǒng)包括中間水冷系統(tǒng)和最終熱阱系統(tǒng)。其中，該中間水冷系統(tǒng)包括中間 水泵55和中間水冷熱交換器56 ；該最終熱阱系統(tǒng)包括冷源57、中間水冷熱交換器56的第 三換熱管道以及冷源泵58。該第三換熱管路與第二換熱管路在中間水冷熱交換器56內(nèi)進 行熱交換，并且中間水泵55設置在第二換熱管道上，提供循環(huán)動力。該第三換熱管路與冷 源57連接成回路，并且冷源泵58在第三換熱管路與冷源57之間的連接管道上設置，提供 循環(huán)動力。該冷源57可以為核電系統(tǒng)的熱阱或其他的冷源。
進一步的，在充水管道44與換料水箱51之間連接有換料水箱冷卻管道59，該換料 水箱冷卻管道59上設有換料水箱冷卻閥門591。在核電站正常運行時，當換料水箱51的溫 度超過設計值時，打開換料水箱冷卻閥門591 (441,451和541閥門是關(guān)閉的)，打開換料水 箱冷卻閥門591，啟動安全殼熱量導出與噴淋泵52、中間水泵55和冷源泵58對換料水箱進 行冷卻。
在核電站發(fā)生嚴重事故時，如核電站失去電源或者反應堆堆型因各種原因失去冷 卻時，利用現(xiàn)有核電站的安全閥、專用快速卸壓閥，使得主冷卻管道31所在的主回路卸壓。 然后，打開堆芯注水閥門421，非能堆芯冷卻與堆腔動充水箱41的水經(jīng)過堆芯注水管道42 注入主冷卻管道31，對堆芯進行冷卻，如圖2所示。
由于其它的原因，當堆芯注入的冷卻劑不能完全導出堆芯熱量并且使反應堆堆芯 的出口溫度大于設定值時，在保持堆芯注水的同時打開堆腔充水閥門431，非能動堆芯冷卻 與堆腔充水箱41的水經(jīng)過堆腔充水管道43注入反應堆堆腔20，對反應堆堆腔20內(nèi)的壓力 容器30進行冷卻，如圖3所示。
非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41的充水箱水位監(jiān)測儀檢測到堆芯注水閥門421 打開或者非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41的水位低或排空，堆腔水位監(jiān)測儀監(jiān)測堆腔的 水位較低時，或者堆芯出口溫度超過設計值時，關(guān)閉噴淋閥門541，打開充水閥門441，打開
7堆芯注水閥門421和堆腔充水閥門431 (如果是關(guān)閉狀態(tài))，啟動熱量導出與噴淋泵52，由 熱量導出與噴淋泵52將換料水箱51的水向非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41、堆芯、堆腔同 時充水，如圖4所示。
或者，當熱量導出與噴淋泵52失效或者停用時，打開消防水充水閥門451，同時打 開堆芯注水閥門421、堆腔充水閥門431、充水閥門441，關(guān)閉噴淋閥門541，由消防水系統(tǒng)提 供消防水，向非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱41、堆芯、堆腔同時充水，如圖5所示。
當需要將安全殼10內(nèi)的熱量導出時(如事故發(fā)生后的一定時間后或者安全殼10 內(nèi)的溫度達到設定溫度時)，關(guān)閉充水閥門441和消防水充水閥門451 (如果是打開狀態(tài))， 打開噴淋閥門541，同時啟動中間水泵55、冷源泵58水、熱量導出與噴淋泵52 ；此時，熱量 導出與噴淋泵52將換料水箱51的水送入到熱量導出與噴淋熱交換器53，經(jīng)熱交換器冷卻 后，經(jīng)過噴淋管道54噴灑在安全殼10內(nèi)，對安全殼10內(nèi)進行冷卻，并返回到換料水箱51 中；同時第二換熱管路的水經(jīng)中間水泵55送入到中間水冷熱交換器56，帶走熱量導出與噴 淋熱交換器53中的熱量；第三換熱管路的冷源泵58將冷源57的冷卻劑送入中間水冷熱交 換器56并將中間水冷熱交換器56的熱量傳輸?shù)阶罱K熱阱，并進行冷卻循環(huán)，如圖6所示； 這樣就可以將堆芯和安全殼10的熱量導出，從而降低堆芯和安全殼10內(nèi)的溫度，避免堆芯 燃料損壞和安全殼10內(nèi)壓力超過設計值。
當需要同時對堆芯、堆腔進行冷卻和將安全殼10的熱量導出時，同時打開堆芯注 水閥門421、堆腔充水閥門431、充水閥門441 (關(guān)閉消防水充水閥門451)、啟動安全殼熱量 導出與噴淋系統(tǒng)，此時，熱量導出與噴淋泵52將來自換料水箱51的水同時輸送到堆芯注水 管道42、堆腔充水管道43以及噴淋管道54，如圖7所示，實現(xiàn)同時對堆芯、堆腔進行冷卻， 并將安全殼10的熱量導出。
可以理解的，上述所有閥門的開閉、泵的啟停可以通過控制系統(tǒng)進行控制，或者通 過手動控制。
本實用新型以非能動的方式向堆芯和堆腔注入冷卻水，導出和帶走堆內(nèi)外的熱 量，堆腔充水開始以后，壓力容器30始終淹沒在冷卻水中，確保在設計基準事故和嚴重事 故狀態(tài)下堆芯燃料元件和壓力容器30的完整性；
同時，安全殼10內(nèi)換料水箱51能夠吸收如失水事故和主蒸汽管道在安全殼10 內(nèi)斷裂事故時，來自主冷卻管道31和主蒸汽管道等的高溫流體，確保在設計基準事故情況 下，安全殼10的壓力不超過設計值；安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)通過中間水冷泵、中間水 冷熱交換器56和冷源57導出從堆芯、堆腔和安全殼10空間進入換料水箱51內(nèi)的熱量，維 持注入堆芯和堆腔的冷卻水溫度在一個合適的范圍，使安全殼10壓力不超過設計值，維持 安全殼10的完整性，大大提高了核電站的經(jīng)濟性、可靠性和安全性。
權(quán)利要求
一種堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，包括安全殼、設置在所述安全殼內(nèi)的反應堆堆腔、以及安裝在所述反應堆堆腔內(nèi)連接有主冷卻管道的壓力容器；其特征在于，還包括設置在所述安全殼內(nèi)的堆芯冷卻系統(tǒng)、以及導出所述安全殼內(nèi)的熱量的安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)；所述堆芯冷卻系統(tǒng)包括非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱、連接在所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱與所述主冷卻管道之間帶有堆芯注水閥門的堆芯注水管道、以及連接在所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱和所述反應堆堆腔之間帶有堆腔充水閥門的堆腔充水管道；所述安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)包括設置在所述安全殼下部的換料水箱、通過管道與所述換料水箱連通的熱量導出與噴淋泵、熱量導出與噴淋熱交換器、冷卻系統(tǒng)、以及設有噴淋閥門并對所述安全殼內(nèi)進行噴淋的噴淋管道；所述熱量導出與噴淋熱交換器包括與所述換料水箱和噴淋管道連通的第一換熱管路、以及與所述冷卻系統(tǒng)連接接入冷媒的第二換熱管路；所述第一換熱管路與第二換熱管路進行熱交換。
2.根據(jù)權(quán)利要求
1所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其特征在于， 所述冷卻系統(tǒng)還包括中間水冷系統(tǒng)和最終熱阱系統(tǒng)；所述中間水冷系統(tǒng)包括設置在所述第二換熱管道上的中間水泵、以及與所述第二換熱 管道連接的中間水冷熱交換器；所述最終熱阱系統(tǒng)包括冷源、連接所述冷源和中間水冷熱交換器的第三換熱管道、以 及在所述第三換熱管道上設置的冷源泵；所述第二換熱管道與所述第三換熱管道在所述中 間水冷熱交換器進行熱交換冷卻。
3.根據(jù)權(quán)利要求
1所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其特征在于， 所述堆芯冷卻系統(tǒng)還包括為所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱的補水并帶有充水閥門的 充水管道；所述充水管道的進水口連接在所述噴淋管道上。
4.根據(jù)權(quán)利要求
3所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其特征在于， 所述充水管道的進水口上還連接有消防水充水管道，并且在所述消防水充水管道上設有消 防水充水閥門。
5.根據(jù)權(quán)利要求
4所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其特征在于， 所述充水管道與所述換料水箱之間連接有管道，所述管道上設有閥門。
6.根據(jù)權(quán)利要求
4所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其特征在于， 所述充水管道與所述堆芯注水管道和堆腔充水管道連通。
7.根據(jù)權(quán)利要求
1-6任一項所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其 特征在于，所述噴淋管道至少包括一段設置在所述安全殼內(nèi)的噴淋管。
8.根據(jù)權(quán)利要求
1-6任一項所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其 特征在于，所述換料水箱設置在所述安全殼的壓力容器底部。
9.根據(jù)權(quán)利要求
1-6任一項所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其 特征在于，所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱的底部高于所述壓力容器的主冷卻管道的高 度。
10.根據(jù)權(quán)利要求
1-6任一項所述的堆芯冷卻、堆腔充水及安全殼熱量導出的系統(tǒng)，其 特征在于，所述非能動堆芯冷卻與堆腔充水箱設有用于檢測其水位的充水箱水位檢測儀；所述堆腔內(nèi)設有用于檢測其水位的堆腔水位檢測儀。
專利摘要
本實用新型涉及一種堆芯冷卻、堆腔充水和安全殼熱量導出的系統(tǒng)，包括安全殼、設置在安全殼內(nèi)的反應堆堆腔、安裝在反應堆堆腔內(nèi)連接有主冷卻管道的壓力容器、設置在安全殼內(nèi)的堆內(nèi)冷卻系統(tǒng)、以及導出安全殼內(nèi)的熱量的安全殼熱量導出與噴淋系統(tǒng)。在核電站發(fā)生事故時，能夠利用該系統(tǒng)對反應堆堆芯和堆腔進行先堆內(nèi)后堆外雙向冷卻，并通過安全殼熱量導出和噴淋系統(tǒng)將來自堆芯和安全殼內(nèi)空間的熱量及時導出，從而可以確堆芯燃料和保壓力容器的完整性性，并確保安全殼內(nèi)的壓力不超過設計值。
文檔編號G21C15/18GKCN201689688SQ201020215975
公開日2010年12月29日 申請日期2010年6月4日
發(fā)明者林繼銘, 肖岷, 駱邦其 申請人:中科華核電技術(shù)研究院有限公司;中國廣東核電集團有限公司導出引文BiBTeX, EndNote, RefMan