[发明专利]核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备

说明书

本发明申请是申请人于2006年8月18日提交的申请号为200610115533.X、发明名称为“核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备”的分案申请。

技术领域

本发明涉及利用冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统的核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备。

背景技术

在以往的沸水型原子能发电站中，为了将核反应堆安全壳内部冷却，已知有在上部干井内设置干井冷却器的技术(参照特许文献1)。此外，为了在冷却剂丧失事故(LOCA)时抑制核反应堆安全壳内的压力上升，而研究利用该干井冷却器。为此，作为将冷却水从安全壳外供给到该干井冷却器中的系统，准备了强制循环系统和重力利用冷却系统的2个系统、切换为它们中的一个来使用的装置(参照特许文献2)。该强制循环系统是利用泵的，重力利用冷却系统即使电源丢失、泵不动作、也能够通过重力的自然循环将冷却水供给到干井冷却器中。

【特许文献1】日本特开2001-215291号公报

【特许文献2】日本特开2004-198118号公报

【发明内容】

【发明要解决的课题】

通过利用重力冷却系统的冷却水的自然循环流量与强制循环系统的流量相比少很多，有可能在冷却剂丧失事故时不能得到足够的蒸汽凝缩量、而不能抑制核反应堆安全壳内的蒸汽压的上升。进而，由于目前的冷却盘管是在水平方向上旋管排列的传热管，所以不能确定自然循环的流动方向，有可能发生启动时的不稳定现象。此外，由于蒸汽中所含有的非凝缩性气体会部分滞留在干井冷却器的壳内，所以需要将其顺畅地排出。

发明内容

本发明是为了解决上述课题而做出的，其目的是提供一种能够在紧急时利用干井冷却器，降低核反应堆安全壳的蒸汽压的核反应堆安全壳冷却设备及核能发电设备。

为了达到上述目的，本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。

本发明的核反应堆安全壳冷却设备，是抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力的核反应堆安全壳冷却设备，其特征在于，具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；阀，用来将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上，其被构成为相应于上述核反应堆安全壳内的压力变化而自动地切换。

本发明的核能发电设备，其特征在于，具有：核反应堆压力容器，收容核反应堆芯；核反应堆安全壳，收容该核反应堆压力容器；核反应堆安全壳冷却设备，抑制收容核反应堆压力容器的核反应堆安全壳的内部压力；所述核反应堆安全壳冷却设备具有：传热管，配设在上述核反应堆安全壳内，在内部流通有冷却水；冷却水强制循环系统，从上述核反应堆安全壳的外侧通过泵将冷却水向上述传热管内输送；外部池容器，在上述核反应堆安全壳外被配置在上述传热管上方，并积存有冷却水；重力利用冷却系统，其被构成为以重力为驱动力、将积存在上述外部池容器中的冷却水供给到上述传热管内；至少1个三通阀，将上述传热管有选择地连接到上述冷却水强制循环系统和重力利用冷却系统中的一个上。