[发明专利]先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序

权利要求书

1.一种先进压水堆核电站中非能动的停堆安全冷却装置，其中的非能动堆 芯余热冷却装置是将堆芯余热由堆芯(35)通过自然循环水流送至堆芯余热冷却 器(46)，用换料水箱(44)中的常压存水来吸纳；

其特征在于，一种完全非能动的堆芯余热冷却装置，该装置是用属于自然力 的堆芯出入口差力直接触发启动的堆芯余热冷却装置，并将堆芯余热直接排入大 气，该堆芯余热冷却装置包括：

单向阀(50)与AAP先进压水堆(51)的一回路相联，此单向阀(50)的 入口上方一侧与堆芯(35)的出口一侧相联，而单向阀(50)的下方出口则与堆 芯(35)的入口一侧相联；

大容积常压的换料水箱(44)的底部设有横向设置的堆芯余热冷却器(46)， 其外壳的下部开通并做为池水的入口，外壳的上部接热水提升筒(45)，池水以 横向冲刷堆芯余热冷却器(46)的管束以增强其放热能力，然后将被加热的水送 入换料水箱(44)内的上层；

池水空冷器(40)置于排气用的烟囱(41)的下部，其换热管束的管内一侧 接受从换料水箱(44)上层来的最高温度的池水；

还设有脐带管(59)，用以在堆芯余热冷却装置处于备用状态时从主循环泵 (37)的出口直接引进极小一股流量经针孔逆止阀(60)送入热水管(47)，在 此流量作用下，使热水管(47)及堆芯余热冷却器(46)的入口管板始终处于接 近一回路水的温度；设置脐带管(59)能够将堆芯余热冷却装置启动瞬间的温度 迅速变化的热冲击点推移至堆芯余热冷却器(46)的放热管束部分，此处因壁薄 及管束能够自由伸长，在同样快速温度变化冲击之下能够避免造成过大的热应 力。

2.一种先进压水堆核电站中非能动的停堆安全冷却装置，其中的非能动堆 芯紧急安全注水装置在压水堆一回路发生大破口失水事故时，能够依次从高压注 水箱(71)、中压注水箱(70)及常压大容积的换料水箱(44)向堆芯(35)紧 急注水；

其特征在于，一种完全非能动的堆芯紧急安全注水装置，该装置以自然力直 接触发启动，其中的高压紧急安全注水部分包括：高压注水箱(71)、疏水阀(72)、 常压电动截止阀(73)、差压爆破阀(74)和高压紧急注水管(75)；

高压注水箱(71)的上半部充以压缩氮气；

本装置的中压紧急安全注水部分由中压注水箱(70)、疏水阀(69)、常开电 动截止阀(68)、差压爆破阀(67)及中压紧急注水管(66)组成；

本装置的低压紧急安全注水部分由换料水箱(44)、常开电动截止阀(78)、 差压爆破阀(77)及低压紧急注水管(76)组成。

3.一种先进压水堆核电站非能动停堆安全冷却装置，其中的非能动安全壳 冷却装置，采用非能动的运行方式，

其特征在于，一种用自然力直接触发启动的完全非能动安全壳冷却装置，该 装置包括：

由钢制安全壳(79)以及在其中最高位置设置的大容积的常压水池(81)、 在常压水池(81)内设置有全浸式高效传热的蒸汽凝结器(82)及其排水管(83) 构成的常备蒸汽冷凝装置，以及在钢制安全壳(79)内设置的由密闭常压水箱 (86)、差压爆破阀(85)和喷淋管系(84)构成的快速凝气装置。