[发明专利]大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统

说明书

技术领域

本发明涉及压水堆核电站专设安全系统领域，具体地说是一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。

背景技术

2011年3月11日，日本福岛发生了震惊全世界的核事故，导致核事故的主要原因之一就是在这种地震与海啸的超设计基准事故下，福岛所拥有的GE公司生产的Mark I机组无法实现有效的堆芯余热排出，最后导致堆芯熔化，产生大量氢气，间接使安全壳超压，同时由于强行贯入海水进行冷却，导致大量放射性物质外泄。福岛事件后，核电安全机构与工业界对核电厂的长期非能动冷却能力有了更强的需求。日本原子能协会从12个方面总结了事故教训，思考了对策并提出了建议。这些教训和建议对提高世界范围内核电站(包括非能动核电站)的安全性都有着非常重要的意义。在其中的第四条丧失全部冷却剂教训中，明确的提出了考虑非能动的自然循环冷却方式，在任何场合下都可排出堆芯余热。这些宝贵的教训和建议对于提升现有的核电技术有着重要的指导意义。根据福岛的教训和建议，一个在设计上固有安全，具有非能动余热长期导出能力的核电站更能覆盖福岛类超设计基准事故。

作为目前世界上先进的核电技术AP1000，其非能动堆芯冷却装置，在圆锥形的屏蔽厂房的中心顶部设有烟窗，同时在屏蔽厂房的上方、烟窗的周围设置环形水箱；钢制安全壳的顶部的屏蔽厂房内的中部设置冷却水分配盘，冷却水分配盘悬挂在吊环上，在屏蔽厂房的顶部设有喷淋水管，喷淋水管的进水口端与水箱底部连接，喷淋水管的出水口端延伸至冷却水分配盘上方；在屏蔽厂房的外壁上端开设贯通的空气入口，在屏蔽厂房与钢制安全壳之间设置空气导流板，其空气导流板的上端与屏蔽厂房顶部连接。

虽然AP1000能够满足URD的要求，即在72小时内可不依赖于操纵员操作而维护堆芯安全。但是AP1000在72小时后仍需要外部电源，或直升飞机、消防水车等装置来辅助进行余热的排出，所以AP1000并不是完全意义上的非能动。

发明内容

本发明的目的在于提供一种可以实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出的大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统。

实现本发明目的的技术方案：一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，包括屏蔽厂房、水箱、冷却水分配盘、喷淋水管和空气导流板，在钢混凝土组合结构的屏蔽厂房的顶部设有烟窗，在屏蔽厂房的上方、烟窗的周围设置水箱；在屏蔽厂房内的安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘，在屏蔽厂房的顶部内侧设有喷淋水管，喷淋水管的进水口端与水箱底部连接、喷淋水管的出水口端延伸至冷却水分配盘上方；在屏蔽厂房的外壁上部开设贯通的空气入口，在屏蔽厂房与安全壳之间设置空气导流板，其空气导流板的上端与屏蔽厂房顶部内侧连接，屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部，同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土空气流道，双层的钢制混凝土顶部构成水箱。

所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为半椭球形、外壳为半球形，内壳的半椭球形和外壳的半球形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为半椭球形、外壳为圆筒形，内壳的半椭球形和外壳的圆筒形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为圆锥形、外壳为圆筒形，内壳的圆锥形和外壳的圆筒形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

所述屏蔽厂房顶部的钢构架采用拱梁网状布置。

所述的烟窗，其设置于屏蔽厂房的钢制混凝土空气流道上，并且高出屏蔽厂房的顶部1m～12m。

所述的空气导流板，其下部设有向外倾斜20°～60°的外沿；所述的空气导流板，其与安全壳的内侧间距和与屏蔽厂房的外侧间距之比的范围为0.15～1∶1；所述的空气导流板，其下端延伸至设备闸门与人员闸门的下部，并且在与设备闸门与人员闸门对应的位置上开设通道，下端距地面1m～4m。

所述的空气入口，其轴线从屏蔽厂房的外侧向上倾斜50°～80°。所述的空气入口，其沿屏蔽厂房的圆周方向开设2排～5排，直径为7～20cm，中心间距为12～24cm。