[发明专利]应对严重事故的新型三重安全壳

说明书

技术领域

本发明属于核电安全技术领域，具体涉及一种应对严重事故的新型三重安全壳。

背景技术

安全壳是核电厂最重要的构筑物，其主要功能是在假想的设计基准事故后，承受内压，包容气载放射性释放物，并在正常运行期间为反应堆堆芯和冷却剂系统提供屏障。同时，安全壳也是反应堆冷却剂系统的热力边界，可以将事故后产生的热量排入大气、河海水体等最终热阱，具有防止超压的功能。

目前较为流行的安全壳的类型主要包括带钢衬里的预应力混凝土安全壳、由预应力混凝土安全壳和普通混凝土安全壳组成的双层安全壳、由钢安全壳与钢筋混凝土/钢板混凝土屏蔽厂房共同组成的双层安全壳。

我国的秦山一期便是采用自主设计的带钢衬里的单层预应力混凝土安全壳。采用法国EPR技术的台山核电厂和采用俄罗斯VVER技术的田湾核电厂采用了由带钢衬里的预应力钢筋混凝土安全壳和普通钢筋混凝土安全壳组成的双层安全壳。这两种双层安全壳由预应力钢筋混凝土安全壳承受事故压力，事故的热量通过能动的设施传入河海水体。

而目前我国从美国引进的采用AP1000技术的三门核电厂、海阳核电厂，则是采用由钢安全壳与钢筋混凝土屏蔽厂房共同组成的双层安全壳。它由钢安全壳承担事故压力，事故的热量经钢安全壳表面以非能动的水冷和气冷相结合的方式传入大气。

AP1000核电厂在基准事故下的安全壳非能动冷却，是通过屏蔽厂房顶部的非能动安全壳冷却水箱所储水的喷淋来进行的。而日本福岛核事故的灾难，主要是因为在极端工况下能动冷却失效造成的。相比以往的安全壳，非能动理念的AP1000核电厂具有更高的可靠性。

目前上述所有的单层或双层安全壳的设计都是面对假想的设计基准事故，即只考虑反应堆一回路/二回路热传输系统管道破裂喷发的失水事故所引发的瞬发内压及相应的热量。该工况下主安全壳所承担的设计内压通常在0.3-0.4MPa，而反应堆事故一旦不可控而演变成如日本福岛核电厂那样堆芯熔毁导致反应堆压力容器破损的严重熔塌事故，此时核电厂的延期超压会达到原设计的3倍左右。目前所有的单层或双层安全壳结构的设计，都只是对严重事故的缓解下功夫，因此只能以主安全壳的内压承载力裕量来应对这种高额超压，故在福岛事故那种工况下，放射性物质向环境的泄漏的风险依然很大。

中国发明专利03143620.X提出了一种新型的沸水反应堆安全壳，该专利对安全壳内部结构进行了调整，具有一定的创新性。但未对安全壳本身做出重大改进，在余热排出和防止超压方面，未有显著进步。

发明内容

本发明的目的在于提供一种应对严重事故的新型三重安全壳，其采用非能动冷却的方式，使核电厂即使发生最严重事故的极端工况也能确保对环境的安全可靠性。

本发明的技术方案如下：一种应对严重事故的新型三重安全壳，该安全壳包括预应力混凝土安全壳、钢安全壳、钢筋混凝土屏蔽厂房以及安全壳底板，其中，安全壳底板和钢束张拉廊道均固定在地基上，预应力混凝土安全壳位于安全壳底板上，并通过钢束张拉廊道顶部的倒U型钢束及预应力混凝土安全壳筒身的插筋相连接；钢安全壳罩在预应力混凝土安全壳外，并通过钢安全壳筒壁末端的T型锚固件锚入安全壳底板中；钢筋混凝土屏蔽厂房罩在钢安全壳外，并通过其筒壁上的插筋与安全壳底板固定连接，钢筋混凝土屏蔽厂房的筒壁中部开有进气口，在锥形屋顶中央开有排气口，并在屋顶外一体浇筑有环绕排气口的环形安全壳冷却水箱；在预应力混凝土安全壳内部设有框架结构的安全壳内部结构，安全壳内部结构用于容纳和支撑反应堆压力容器、蒸发器、安全壳内置换料水箱等反应堆设备；玄武岩堆芯熔融物基床通过耐高温钨合金钢托盘，置于预应力混凝土安全壳内的安全壳底板上，普通钢结构屏蔽板结构的可熔塞体搭接在安全壳内部结构的框架上，并位于反应堆压力容器正下方以及玄武岩堆芯熔融物基床的正上方。

所述的预应力混凝土安全壳由圆筒形筒壁和半椭球穹顶构成，其圆筒形筒壁和半椭球穹顶的下部设有双层环向预应力钢束，锚固在圆筒形筒壁上的两个扶壁柱中，圆筒形筒壁的纵向设有穿过半椭球穹顶的双层倒U型的预应力钢束，锚固在安全壳底板下的钢束张拉廊道的顶部。

所述的钢筋混凝土屏蔽厂房屋顶的托架上焊接有喷淋水流量分配盘，安全壳冷却水箱中的冷却水可流入喷淋水流量分配盘后，均匀地分配至钢安全壳表面并形成水膜。

所述的玄武岩堆芯熔融物基床由耐熔的玄武岩块体砌成，呈上凸的半椭球型，并在严重事故下，熔塌的堆芯熔融物在熔穿可熔塞体后流淌在玄武岩堆芯熔融物基床上并散布开，降低反应性并冷却。