[发明专利]一种地下核电站堆腔注入系统

说明书

本发明公布了一种地下核电站堆腔注入系统，它包括位于地面上的地面水池(1)、位于地下岩层内的安全壳(2)和核废物厂房洞室(19)；所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔注入管线(6)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)上部连接，所述的核废物厂房洞室(19)通过堆腔输水管线(5)与安全壳(2)内反应堆堆坑(4)底部相连，它克服了现有技术中堆芯熔融物进一步熔穿压力容器，进而将大量放射性物质释放至安全壳内的缺点，具有过滤器可灵活布置，根据事故进展及注入量大小，可灵活配置接入过滤器，降低系统放射性水平的优点。

技术领域

本发明涉及到核电技术领域，更加具体地是一种地下核电站堆腔注入系统。

背景技术

地下核电站将核岛等涉核厂房置于地下，利用地下岩体的防护、包容作用，限制潜在的放射性物质向环境释放，提高了核电站安全性，为我国核电安全发展提供了新思路。

在核电站严重事故中，反应堆堆芯因失水发生熔毁，随着事故的发展，堆芯熔融物会向下坍塌至反应堆压力容器底部。此时，防止堆芯熔融物进一步熔穿压力容器，进而将大量放射性物质释放至安全壳显得格外重要。现有技术中，通常采用淹没反应堆堆腔冷却压力容器外壁的方式防止压力容器被熔穿，但受制于核电站布置，现有技术均存在淹没堆腔的冷却水不足，事故会进一步恶化的风险。如AP1000核电技术中，使用安全壳内置换料水箱内的存水淹没堆腔，但严重事故中，停堆后堆芯内放射性核素的衰变热让堆芯留存有7％的热功率，且这剩余功率缓慢衰减，即使经过1年的冷却，其仍保留约0.7MW的热功率，而AP1000内置换料水箱容积有限，不能保证对堆腔的长期淹没和冷却。另一方面，AP1000堆芯熔融物热量导出过程中，通过堆腔淹没将热量直接释放至安全壳内大气中，再通过安全壳表面将热量释放至环境，这种方式直接加热安全壳，不可避免地会造成安全壳压力增高。此外，如中国专利：一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统(申请号：CN201210374597.7)利用非能动堆腔注水箱向堆腔注水，同时用换料水箱向堆腔注水，这种方式同样存在堆腔注水量有限的问题。

发明内容

本发明的目的在于克服上述背景技术的不足之处，而提出一种地下核电站堆腔注入系统。

本发明的目的是通过如下技术方案来实施的：一种地下核电站堆腔注入系统，它包括位于地面上的地面水池、位于地下岩层内的安全壳和核废物厂房洞室；

所述的核废物厂房洞室通过堆腔注入管线与安全壳内反应堆堆坑上部连接，

所述的核废物厂房洞室通过堆腔输水管线与安全壳内反应堆堆坑底部相连，

所述的堆腔输水管线依次与堆腔注入热交换器、注入泵、第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器连接；

所述的第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器依次与过滤疏水管线、缓冲水箱和堆腔注入管线相连，

所述的堆腔注入热交换器分别通过地面注水管线和地面排水管线与地面水池相连。

在上述技术方案中：所述的缓冲水箱上设置稳压罐，所述的地面注水管线通过补水阀与缓冲水箱连接。

在上述技术方案中：在所述的第一过滤器、第二过滤器和第三过滤器四周均布有呈网状的备用管线组。

本发明具有如下优点：1、本发明利用地面水库或水池补水，保障严重事故发生后反应堆堆腔的长期淹没和堆芯的长期冷却，同时堆芯长期冷却有保障，地面水库或水池冷却水量巨大，可保持堆腔长期淹没，地面水库或水池为最终热阱，堆芯热量导出便利；防止堆芯热量在安全壳堆积。

2、本发明中的第一过滤器7、第二过滤器8、第三过滤器9可灵活布置，根据事故进展及注入量大小，可灵活配置接入过滤器，降低系统放射性水平。

附图说明

图1为本发明的结构示意图。