[发明专利]非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆

说明书

技术领域

本发明涉及核反应堆安全技术领域，具体地，涉及一种用于核反应堆的非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。

背景技术

核反应堆与常规热源不同，即使在完全停堆和中止链式核反应后，仍会长期产生大量的衰变热，一旦热量不能及时导出反应堆的安全壳，会发生堆芯燃料融化，造成放射性裂变产物的大量释放，导致核污染。

传统的能动型核电厂由于堆芯冷却、衰变热排出和安全壳冷却均依赖交流电源，在核电厂全厂断电时，无法有效地冷却堆芯，排出衰变热和冷却安全壳，换言之，无法有效地将堆芯热量导出安全壳，因此可能会导致严重的安全事故。

发明内容

本申请是基于发明人对以下事实和问题的发现和认识作出的：

在反应堆发生事故时，例如会导致全厂断电(即核电厂内的交流电源全部丧失)，为了能够有效地将安全壳内的衰变热导出，相关技术提出了安全壳非能动冷却技术，诸如AP/CAP(AP1000和CAP100)先进压水反应堆的压水反应堆在全厂断电时，通过将外置水箱内的水喷淋到安全壳的外壁上，以对安全壳进行冷却。

相关技术中还提出了一种用于高温气冷堆的采用空冷方式的非能动安全壳冷却技术，反应堆压力容器内的衰变热通过辐射方式传递到围绕反应堆压力容器外壁设置的水冷壁排出，排出的衰变热通过空冷塔进行冷却。

本申请的发明人通过研究发现，用于高温气冷堆的非能动衰变热排出系统不适用于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆。对于诸如模块式高温气冷堆的小型反应堆，由于单堆功率仅为百万千瓦级核电的1/15，因此采用空冷冷却技术可以满足衰变热导出的要求。但是，对于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆的单堆功率大，仅仅依靠空冷冷却无法满足将衰变热导出的要求。

对于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆，正常停堆后，衰变热可以由能动给水系统导出衰变热。在发生事故情况下，全厂断电，为了实现堆芯衰变热的安全导出，相关技术中提出了非能动安全系统(passive cooling system，简称PCS系统)导出衰变热。然而，相关技术中的PCS系统的水箱内的水通常只能维持72小时，72小时后必须由能动补水泵补水，以保持热量导出。

然而，在全厂断电的情况下，无法通过补水泵给PCS系统的水箱补水，只能依靠风道内流动的空气对安全壳冷却，例如日本福岛核电站，全厂断电远远超过72小时，无法向水 箱补水。在水箱内的冷却水喷淋耗尽后，AP1000反应堆的安全壳的风道内流动的空气的冷却能力约为6MW，而72小时后的衰变热高达17MW，30天之后仍为6.8MW，因此，对于如此大的载热缺口，虽然通过优化空气流道、在安全壳外部增加肋片来增强换热，但是散热提高的幅度非常有限，因此仅依靠风道内流动的空气无法满足热量导出的要求。

此外，虽然可以通过增大PCS系统的水箱容量延长喷淋时，但是从增加PCS系统的水箱容量分析，水箱里的水需要维持喷淋30天以上，这在工程和实践上是不可行的。

换言之，目前AP/CAP系列核电站可以做到事故后72小时内的非能动导出热力，然而日本福岛事故的评价结果表明：由于地震和海啸的双重破坏以及事故后未能及时恢复供电，导致长达七、八天的全厂断电，使堆芯长时间得不到冷却，从而导致氢气爆炸、堆芯熔化等一系列的继发事故。因此，AP/CAP系列核电站如何应对长期断电、如何无需72小时后的能动补水？实现类似于无时间限制的非能动热量导出存在需求。

因此，相关技术中非能动安全壳热量导出系统，尤其是用于压水反应堆的非能动安全壳热量导出系统有待改进。

本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。