[发明专利]小型反应堆的非能动堆芯冷却系统

说明书

技术领域

本发明涉及核电站反应堆的安全系统设计领域，具体来说涉及一种小型反应堆的非能动堆芯冷却系统。

背景技术

核电站的堆芯冷却系统属于安全系统的一部分，其主要功能是在事故后带出堆芯衰变热和保持堆芯淹没。第二代压水堆核电站(如大亚湾核电站等)普遍采用能动技术，即利用外部电源，依靠泵的压头带动冷却回路运转，实现移除堆芯衰变热和向堆芯注水的功能。三代压水堆核电站(如三门核电站)普遍采用非能动技术，即依靠重力、自然循环、压缩空气膨胀等自然驱动力，带动回路运转，实现安全功能。随着技术的发展和对核电站安全要求的提高，非能动安全系统将成为设计趋势。

小型模块化反应堆(SMR)一般指功率低于300MWe的模块化压水堆，它的主要特征包括：小型化、一体化、模块化、以及非能动安全。从模块化和经济性角度出发，SMR最好配置容积相对较小的安全壳。然而对于非能动安全系统而言，小型安全壳面临以下问题：

1、在发生管道破口导致的失水事故(LOCA)时，小型安全壳由于容积较小，导致升压过快过高，存在超压和贯穿件密封失效的风险；

2、发生LOCA事故时，反应堆在降压过程中，需要注入冷却水源，保证堆芯淹没。虽然高压阶段可以设置堆芯补水箱，但低压阶段需要提供更大水量的安注水源，但小型安全壳内空间紧凑，难以布置专门的低压安注水池；

3、事故后，堆芯衰变热一般通过排热回路排出堆芯。尽管可以布置余热排出回路，但该回路需要将热量释放到安全壳内的中间热阱。但小型安全壳内空间紧凑，难以布置专门的用于吸收排热回路热量的水池。

4、非能动系统一般设置卸压回路，以在事故时主动地控制反应堆卸压过程。由于安全壳容积小，卸压回路的终端最好置于水空间中，避免卸压出来的蒸汽给安全壳带来压力负担，但小型安全壳内同样难以布置用于吸收卸压回路热量的水池。

5.对于压水堆安全设计中常常考虑的严重事故，一般采用堆内熔融物滞留的手段，但这种手段需要安全壳内拥有充足的水源。同样，小型安全壳由于容积小，无法布置专用的水源。

发明内容

针对上述问题，本发明提供一种小型反应堆的非能动堆芯冷却系统，适用于小型安全壳的非能动安全系统设计，实现事故下带走堆芯衰变热、提供安注水源、提供堆内熔融物滞留水源，且能有效抑制安全壳的峰值压力。这套系统设备布局紧凑，占据空间小，布置简易，经济性高。

为了实现上述目的，本发明的技术方案如下：

小型反应堆的非能动堆芯冷却系统，其特征在于，设置在安全壳内，包括：

补水箱，补水箱上设置有连通压力容器内反应堆冷却剂热段的入管、以及连通压力容器内反应堆冷却剂冷段的出管；

安注水池，所述安注水池设置连接压力容器的安注管；

余排热交换器，浸没于安注水池水内，所述余排热交换器上设置有连通反应堆冷却剂热段的入管、以及连通反应堆冷却剂冷段的出管，从而余排热交换器和反应堆冷却剂之间形成闭合回路；

设置在压力容器周围的环形结构的屏蔽水池，所述屏蔽水池为封闭式结构，屏蔽水池上设置有抑压管线和排水管线，所述抑压管线连通安全壳空间和屏蔽水池内水；所述排水管线一端伸入屏蔽水池内水，另一端伸入屏蔽水池围拢的堆腔；所述屏蔽水池与反应堆冷却剂之间设置有连通反应堆冷却剂热段和屏蔽水池内水体的卸压管路，卸压管路上设阀门组。

在本发明的一个优选实施例中，所述补水箱为高压密闭水箱，里面蓄满冷却剂水。

在本发明的一个优选实施例中，在屏蔽水池与反应堆冷却剂冷段之间设置有回流管路，回流管路伸入屏蔽水池内与水接触的一端设置有滤网。

在本发明的一个优选实施例中，排水管线在堆腔的出口位置要高于屏蔽水池的液位。

在本发明的一个优选实施例中，所述屏蔽水池的池壁和盖板均为屏蔽用钢板，屏蔽水池内设置有分隔用钢板，分隔用钢板上设置有液体连通间隙。

在本发明的一个优选实施例中，所述安全壳内壁上设置有冷凝水回收导向槽。

针对上述问题，本发明提供一种小型反应堆的非能动堆芯冷却系统，适用于小型安全壳的非能动安全系统设计，实现事故下带走堆芯衰变热、提供安注水源、提供堆内熔融物滞留水源，且能有效抑制安全壳的峰值压力。这套系统设备布局紧凑，占据空间小，布置简易，经济性高。

本发明的特点可参阅本案图式及以下较好实施方式的详细说明而获得清楚地了解。

附图说明

图1为本发明的示意图。