[发明专利]压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统

说明书

技术领域

本发明属于反应堆的安全设施技术领域，尤其涉及一种压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统。

背景技术

安全壳是包容核反应堆堆芯和一些系统的构筑物，用来防止核安全事故时放射性物质向环境释放，并保护反应堆冷却剂承压边界和安全系统免受外部事件影响。

反应堆失水事故时，堆芯热量大量释放到安全壳中，使安全壳内压力与温度剧增，需要通过专门设置的安全壳冷却系统将热量载出至最终热阱，否则，壳内压力和温度的增高可能会超过安全壳设计基准，危及其安全，从而引起严重的放射性物质外泄的核安全事故，这是核反应堆设计中需要关注的最重要的安全问题之一。

传统的二代及二代加反应堆安全壳多为预应力混凝土结构，内设安全壳喷淋系统，由信号传感器启动，喷淋泵为系统提供动力，属于能动安全系统，因此不能抵御像日本福岛发生的严重事故。

反应堆AP1000的双层安全壳由内层带椭球形封头的圆柱形钢制容器和外层的钢筋混凝土屏蔽构筑物构成。双层安全壳设计使反应堆安全壳建造成本升高。同时巨大的钢制安全壳加工、组装难度大，质量控制难，存在一定的安全隐患。另外，AP1000安全壳需要利用外部信号触发安全壳顶部水箱出水阀打开，并非完全非能动。与AP1000的双层安全壳相比，预应力混凝土安全壳造价大大降低。安装在混凝土安全壳内的冷却系统取代钢制安全壳，可以进一步提高反应堆的经济性和安全性。

发明内容

本发明的目的是为克服已有技术的不足之处，设计出一种压水堆预应力混凝土安全壳非能动冷却系统，该系统结构简单，失效概率极低；不需要外部电源供电，完全非能动；且没有巨大的钢制安全壳，可提高安全性和经济性；可以确保对系统运行工况和失效情况的及时准确监测。

为解决上述技术问题，本发明提供了一种预应力混凝土安全壳非能动冷却系统，其特征在于，包括：

贮水箱、安全壳、下降管、水冷管、热水联箱、热段、反应堆压力容器；

所述下降管位于安全壳混凝土结构内，水冷管位于安全壳内侧，环绕所述反应堆压力容器排布。

所述贮水箱还设有气孔，底部与下降管和热段的上端相连。

所述贮水箱位于安全壳顶部中央。

所述水冷管和下降管等间隔设置，且竖向排列。

所述热段下端与所述热水联箱相连。

所述水冷管两端分别与所述下降管下端和所述热水联箱相连。

冷却系统还设有出口堵头和入口浮子，分别位于所述热段内和下降管与贮水箱连接处。

所述贮水箱、下降管、水冷管和安全壳内表面均衬有钢衬里。

所述气孔上还设有一个常开的电动蝶阀。

所述贮水箱上方还设有顶盖、空气流道和过滤网。

本发明能产生以下有益效果：

本发明提供了一种基于非能动安全设计理念的预应力混凝土安全壳冷却系统。与AP1000相比，该设计取消了巨大的钢制安全壳，具有更好的安全性和经济性；与传统的二代反应堆相比，该安全壳的冷却系统的运行不需要借助任何能动部件的动作，也无需在事故工况下进行启动或切换，始终自动运行，只依靠自然循环方式即可将反应堆内的热量从安全壳内传至最终热阱——大气，具有结构简单，故障率低等特点。

①系统工作时冷却回路中没有任何能动部件，完全采用水自然循环方式进行换热，系统结构简单，失效概率极低；

②不需要外部电源供电，自然循环的驱动力只依靠贮水箱和下降管之间的高度差，以及循环水受热后升温密度降低产生的提升压头；

③系统在反应堆正常运行时维持安全壳内环境的稳定，事故工况时不需要采取任何启动或切换操作即可执行安全壳冷却功能，完全非能动；

④系统设有入口堵头和出口浮子，可在发生断管事故时自动落下堵住管口，避免冷却水丧失；

⑤可通过具体系统设计来保证事故条件下热段出口水温仍然低于工作压力下水的沸点，使系统以单相水的方式运行，确保自然循环的有效建立；

⑥没有巨大的钢制安全壳，可提高安全性和经济性；

⑦冷却系统可设置独立的水冷管进出口温度、水冷管出口流量等测点，以确保对系统运行工况和失效情况的及时准确监测。

附图说明

图1为本发明的系统原理结构示意图；

图2为本发明的入口小室和堵头局部结构示意图；

图3为本发明的系统轴测示意图。

其中，1、贮水箱；2、安全壳；3、下降管；4、冷却管；5、热水联箱；6、热段；7、反应堆压力容器；8、气孔。

具体实施方式