[发明专利]核反应堆安全壳结构的冷却系统

说明书

相关申请的交叉引用

本申请要求申请日为2013年6月19日的韩国专利申请号10-2013-0070458以及申请日为2014年3月27日的韩国专利申请号10-2014-0035994的优先权，其公开的全部内容通过引用的方式并入本文。

背景

技术领域

本发明涉及冷却系统，用于冷却在严重事故的情况下的核反应堆安全壳结构，并且更具体地，涉及核反应堆安全壳结构的冷却系统，能够通过无供电的自然对流来长时间驱动。

背景技术

为了防止由于安全壳厂房的压力增加而损坏覆盖核反应堆的安全壳厂房，以及防止由于当在核反应堆中发生严重事故时的破坏而大量泄漏裂变产物，该安全壳厂房包括安装于此的释放端口以及过滤排气装置，其冷凝并除去在核反应堆中产生的水蒸气和裂变产物。

然而，由于这种过滤排气装置必须在安全壳容器外的容器中连续冷凝持续在安全壳容器内生成的蒸气，该容器的规模应显著增加，以增加过滤排气装置的操作时间而无需操作人员干预。目前，该过滤排气装置的操作时间大约是一天。然而，已经确认了在福岛核事故发生后，过滤排气装置的供电恢复需要很长一段时间。因此，为了应对这种情况，需要一种过滤排气装置，其可在无供电的情况下驱动超过72小时。

此外，当驱动过滤排气装置很长时间后，由于在过滤器中累积的裂变产物，排气装置内的冷凝水具有升高的温度，并且过滤器也具有升高的温度，从而使过滤器所需的裂变产物的去除性能迅速退化。

同时，由于用于冷凝和过滤蒸气的常规系统在过滤排气装置的初始操作中通过向过冷水箱中释放蒸气而引起不希望的水锤现象，因此可能损坏管道和与之相关的管道和设备。

因此，需要一种方法来解决上述问题。

发明内容

本发明涉及核反应堆安全壳结构的冷却系统，能够通过无供电的自然对流来长时间驱动。

本发明另外的优势、目的以及特征将部分地在下面的说明中进行阐述，并经接下来的查阅将部分地对于本领域普通技术人员来说变得显而易见，或者可从本发明的实践了解到。

根据本发明的一个方面，核反应堆安全壳结构的冷却系统包括：覆盖核反应堆的安全壳结构；压力容器，其容纳冷凝水在其中，并具有定位的容纳空间，使得至少一部分压力容器低于所述安全壳结构的底部；释放管，其连接安全壳结构的内部和所述压力容器的内部，使得在发生事故的情况下在所述安全壳结构内产生的水蒸气和裂变产物能够流入所述压力容器中；以及回收管，其连接压力容器的内部和所述安全壳结构的内部，使得在所述压力容器内容纳的冷凝水能够流入所述安全壳结构中，其中当容纳在压力容器中的冷凝水水位高于所述安全壳结构中的水位时，冷凝水由于水头差从压力容器流向安全壳结构。

该压力容器可设置有一个或多个散热片。

此外，可围绕压力容器的下部形成容纳冷却水的冷却池。

该冷却系统还可包括排气管，其连接至所述压力容器，使得在压力容器内产生的气体通过该排气管排出。

该压力容器可包括过滤器，用于除去裂变产物。

该压力容器可包括位于所述过滤器下面的湿气分离器。

该释放管可存储非冷凝性气体，并可设置有储气罐，非冷凝性气体选择性地释放到该储气罐中。

该储气罐可进一步设置有用于调节所述非冷凝性气体释放的气体释放阀以及用于控制非冷凝性气体释放量的气流量限制器。

该释放管上设置有位于安全壳结构的内部暴露部分的释放隔离阀，并且释放管上设置有位于安全壳结构的外部暴露部分的第一释放阀。

该回收管上设置有位于安全壳结构的内部暴露部分的回收隔离阀，并且回收管上设置有位于安全壳结构的外部暴露部分的回收阀。

该压力容器可设置有供应罐，其通过供给管连接至所述压力容器，以向容纳空间供给冷凝水。

该供应罐可包括温度传感器，用于检测所述容纳空间内的温度，并且该供给管可设置有供给阀，其在所述容纳空间内的温度升高到等于或大于设定温度时打开供给管。

所述冷却系统还可包括连接到所述压力容器和安全壳结构的气体回收管，使得在压力容器内产生的气体流入安全壳结构中。

所述冷却系统还可包括连接释放管和压力容器的旁通管。

该旁通管可进一步包括旁通阀，以控制旁通管的开闭。该旁通管可连接到比压力容器内的冷凝水水位更高的位置。

该释放管可包括位于与该旁通管分叉的部分和与所述压力容器连接的部分之间的第二释放阀。

附图说明