[实用新型]核电站乏燃料冷却回路

说明书

技术领域

本实用新型属于核电站冷却技术领域，更具体地说，是涉及一种核电站乏燃料冷却回路。

背景技术

核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。乏燃料是在核反应堆中烧过的核燃料，具体地，核燃料在反应堆内经中子轰击发生核反应，经过一定时间后从反应堆内卸出，卸出的燃料因其铀含量降低，无法继续维持核反应，因而，称之为乏燃料。乏燃料中含有大量的放射性元素，具有很强的放射性，且在衰变过程中会释放出很高的衰变热，因而需要妥善的处理，否则会造成很大安全隐患。

目前，核电站内均建有乏燃料水池，在反应堆的一个运行周期结束后，就会将反应堆中卸下的乏燃料暂时储存在乏燃料水池中，以便在乏燃料水池配置的冷却装置的作用下，将其衰变热带出从而得到冷却。具体地，乏燃料水池装满了冷却液，其水位高出乏燃料，在冷却装置的热交换器作用下，水池内的冷却液得到循环流动，从而将乏燃料的衰变热带出。

现有技术中，乏燃料经过乏燃料水池冷却和处理的系统(简称为PTR系统)主要由反应堆水池、乏燃料水池、换料水箱和它们所连接的冷却、净化、充水和排水回路组成。为便于在意外情况下，乏燃料中的衰变热仍然能被导出，通常，核电站内还设置有核电站全厂断电事故序列和余热排出系统(简称为RRA系统)，以作为PTR系统的应急系统。

核电站的原始设计内并没有考虑到乏燃料水池快速排空的风险，但在实际运行中，乏燃料水池可能会通过水池衬里泄漏、水闸门密封失效、虹吸现象排 水、冷却管线误排水等方式快速地排空。以虹吸现象排水为例，现今，部分核电站中其乏燃料水池的冷却管道插入到乏燃料水池的底部，这样，如果乏燃料水池冷却管道或与之连通的其它系统(如RRA系统)的管道发生断裂或出现破口，由于乏燃料水池的水位和破口之间的重力势差及重力的作用，可能会导致虹吸现象的发生，由此，乏燃料水池内的冷却液将会沿管道通过断裂口或破口流出，进而引起乏燃料水池内的水位降低，甚至排空，引发乏燃料的包壳破损和燃料芯块的熔化，带来放射性物质泄漏的风险。

现有技术中，为防止上述虹吸现象引起乏燃料水池内的冷却液意外排空，核电站内设计了一套安全措施，具体地，如图1所示，在乏燃料水池10的冷却管道300的驼峰处，也即最高位置处安装虹吸破坏管322b，其中，该管道为一垂直圆管道，管道内径为19.05mm，其管口深入到乏燃料水池10的冷却液20的液面21下约25cm处，当虹吸流引发乏燃料水池10的水位降低至虹吸破坏管322b的管口处时，虹吸破坏管322b的管口露出液面21，空气则通过虹吸破坏管322b进入PTR系统的管道，以破坏虹吸现象，阻断虹吸流动，以防乏燃料水池10内的水位进一步降低。

然而，在福岛事故后，有些核电站发现乏燃料水池的冷却管道上安装的虹吸破坏管并不能有效地阻断虹吸流动，可见，在一些极端的工况下，即使虹吸破坏管内的冷却液已经排空，空气进入主管道，虹吸流动也不一定能够中止，由此，乏燃料水池内的冷却液仍然存在因虹吸现象而快速流失的风险。

实用新型内容

本实用新型的目的在于提供一种核电站乏燃料冷却回路，用以解决现有技术中无法彻底地排除乏燃料水池内的冷却液因虹吸现象而快速流失的技术问题。

为解决上述技术问题，本实用新型采用的技术方案是：提供一种核电站乏燃料冷却回路，有时，该核电站乏燃料冷却回路还可连通到所述核电站乏燃料 冷却回路的应急回路中，其中，该核电站乏燃料冷却回路包括贮存有冷却液和配置有冷却装置的乏燃料水池，所述冷却装置包括设有入口端和出口端的冷却管道，所述冷却管道的入口端插设于所述乏燃料水池内并位于所述冷却液的液面以下，所述冷却管道的出口端插设于所述乏燃料水池内，所述出口端开设有供所述冷却液流出的出口，所述出口靠近所述乏燃料水池的池底；

所述冷却管道的管壁上开设有至少一个靠近所述出口端的虹吸破坏孔，各所述虹吸破坏孔均与所述冷却管道相通且均位于所述冷却管道的最高处，各所述虹吸破坏孔的孔径范围为10mm～50mm。

进一步地，所述冷却管道的出口端设有驼峰部，所述驼峰部位于所述冷却管道的最高处；各所述虹吸破坏孔位于所述驼峰部上。

进一步地，各所述虹吸破坏孔均位于所述驼峰部的靠近所述冷却液液面的一侧上。

进一步地，所述驼峰部横向设置。

进一步地，各所述虹吸破坏孔间隔设置，且“一”字排开。

优选地，所述虹吸破坏孔的孔数为1个。