[发明专利]一种固有安全的安全壳抑压冷却系统

说明书

技术领域

本发明属于安全壳的抑压冷却系统技术领域，具体涉及一种固有安全的安全壳抑压冷却系统，可在反应堆发生失水事故及蒸汽管破裂事故后对安全壳进行抑压及冷却。

背景技术

安全壳抑压冷却系统是应对核反应堆设计基准事故及严重事故的专设安全设施，现有的核动力堆安全壳抑压冷却系统大都采用能动方式和非能动方式，系统设计较为复杂，造价高，还存在系统失效的风险。对采用小钢安全壳的模块式反应堆而言，由于功率小，丧失了规模经济性，如何设计既简单又可靠的安全壳抑压冷却系统，是全球核能界的共同难题。

发明内容

本发明的目的在于提供一种固有安全的安全壳抑压冷却系统，解决安全壳抑压冷却系统的固有安全性。

为达到上述目的，本发明所采取的技术方案为：

一种固有安全的安全壳抑压冷却系统，反应堆压力容器位于钢安全壳中，反应堆位于反应堆压力容器中，反应堆压力容器的下部布置于钢安全壳内最低标高位置的圆形堆腔中，钢安全壳的上部浸没在屏蔽水池中；钢安全壳内的上部空间为干井，钢安全壳内的下部空间为湿井，干井与湿井通过钢筋混凝土墙体及楼板分隔开形成各自独立的空间，连通管为干井与湿井唯一的连接通道；湿井的下部为抑压水池，湿井的上部为气空间。

所述的屏蔽水池水装量约为3000m³。

本发明所取得的有益效果为：

本发明设计的系统简单可靠，具有固有安全性，不需要任何能动手段，消除了传统非能动方式可能存在的关键阀门拒动导致非能动安全壳抑压冷却系统失效的风险；本发明设计的系统可大幅减少钢安全壳的厚度及造价。本发明系统简单，不需要任何能动手段及阀门动作，即可实现设计基准事故后7天不需要操纵员干预。屏蔽水池经补水后可实现安全壳的长期冷却。固有安全的安全壳抑压冷却系统由钢安全壳的干井、湿井、连通管、屏蔽水池等设施构成，连通管将安全壳的干井、湿井连通。钢安全壳浸没在屏蔽水池中。当发生质能释放事故(失水事故及蒸汽管破裂事故)时，不需任何启动信号及阀门动作，依靠传导、对流等自然原理将安全壳内的热量传递给屏蔽水池，屏蔽水池依靠池水蒸发再将热量传递给最终热阱—大气。当发生质能释放事故时，不需任何启动信号及阀门动作，钢安全壳的干井及湿井通过连通管自动实现两者压力平衡从而降低安全壳干井压力。屏蔽水池具有生物屏蔽、安全壳冷却、反应堆应急余热排出的热阱及提供反应堆换料用水等多种功能。钢安全壳湿井中的抑压水池在事故后还可向堆腔注水，淹没堆腔及反应堆压力容器，确保反应堆压力容器在严重事故后的完整性，防止放射性外逸。

附图说明

图1为本发明的系统结构示意图；

其中：1、钢安全壳；2、干井；3、湿井；4、连通管；5、屏蔽水池；6、反应堆；7、抑压水池；8、堆腔；9、反应堆压力容器。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施例对本发明进行详细说明。

如图1所示，为适用于热功率为200～1000MW的一体化模块式反应堆，本 发明所述固有安全的安全壳抑压冷却系统包括钢安全壳1、干井2、湿井3、连通管4、屏蔽水池5，屏蔽水池5水装量约为3000m³，可在设计基准事故后7天不需要操纵员干预。屏蔽水池5经补水后可实现安全壳的长期冷却。

反应堆压力容器9位于钢安全壳1中，反应堆6位于反应堆压力容器9中。反应堆压力容器9的下部分(含下封头及堆芯段筒体)布置于钢安全壳1内最低标高位置的圆形堆腔8中。钢安全壳1的上部分(含筒体段和上封头)浸没在屏蔽水池5中。钢安全壳1内的上部空间为干井2，钢安全壳1内的下部空间为湿井3，干井2与湿井3通过钢筋混凝土墙体及楼板分隔开形成各自独立的空间，连通管4为干井2与湿井3唯一的连接通道。失水事故及蒸汽管破裂事故后在干井2内会产生大量的蒸汽或汽水混合物，使得干井2压力温度升高，蒸汽或汽水混合物在压力差驱动下通过连通管4进入湿井3内的抑压水池7得以冷凝。湿井3的下部为抑压水池7，湿井3的上部为气空间。

钢安全壳1浸没在屏蔽水池5中。当发生质能释放事故(失水事故及蒸汽管破裂事故)时，不需任何启动信号，依靠传导、对流等自然原理将安全壳1内的热量传递给屏蔽水池5，屏蔽水池5依靠池水蒸发再将热量传递给最终热阱—大气。

当发生质能释放事故(失水事故及蒸汽管破裂事故)时，不需任何启动信号，钢安全壳1的干井2及湿井3通过连通管4自动实现两者压力平衡从而降低安全壳干井2压力。

屏蔽水池5具有生物屏蔽、安全壳1冷却、反应堆6应急余热排出的热阱及提供反应堆6换料用水等多种功能。

钢安全壳1的湿井3中的抑压水池7在事故后还可向堆腔8注水，淹没堆腔及反应堆压力容器9下封头，确保反应堆压力容器9的下封头不被熔穿。