[发明专利]压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站

说明书

本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

技术领域

本申请属于核电站安全壳冷却技术领域，具体涉及一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。

背景技术

安全壳和反应堆压力容器都是核电站发生事故时，防止放射性物质外泄的重要安全屏障。在发生严重事故时，安全壳会因迅速充入大量蒸汽使得壳内温度和压力急剧上升，一旦温度、压力超过设计许用范围则可能造成安全壳损坏，使得放射性物质外泄。因此，为保证核电站的安全，有必要设置专门系统用于冷却安全壳的冷却系统。

在相关技术中，在安全壳内部设置换热器，以使蒸汽流经换热器外侧，实现对蒸汽的降温，但是，该冷却方式下，换热器对蒸汽的冷却效率低。

发明内容

本申请实施例的目的是提供一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站，能够提升对蒸汽的冷却效率。

为了解决上述技术问题，本申请是这样实现的：

第一方面，本申请实施例提供了一种压水堆核电站安全壳冷却系统，包括：

安全壳，所述安全壳内具有收容空腔，且所述安全壳的侧壁上开设有与所述收容空腔分别连通的第一通孔和第二通孔；

第一水箱，所述第一水箱设置于所述安全壳的外周；

换热器，所述换热器设置于所述第一水箱内，且所述换热器的入口与所述第一通孔连通，所述换热器的出口与所述第二通孔连通；

堆内熔融物滞留IVR水箱，所述IVR水箱设置于所述收容空腔内，且所述换热器的出口还通过管道与所述IVR水箱的第一端连通；

压力容器，所述压力容器设置于所述收容空腔内，且所述IVR水箱的第二端与所述压力容器连通；

其中，所述第一水箱的水平高度大于所述IVR水箱的水平高度，且所述IVR水箱的水平高度大于所述压力容器的水平高度。

可选的，压水堆核电站安全壳冷却系统还包括：

保温层，所述保温层设置于所述收容空腔内，且所述保温层间隔设置于所述压力容器的外周，以在所述压力容器的外侧壁与所述保温层的内侧壁之间形成堆腔；

所述IVR水箱的第二端还与所述堆腔连通。

可选的，所述换热器的入口通过贯穿所述第一通孔的第一管道与所述收容空腔连通，所述换热器的出口通过贯穿所述第二通孔的第二管道与所述IVR水箱的第一端连通，且所述第二管道包括管道支路，所述管道支路的开口端延伸至所述收容空腔中；

所述第一管道、所述第二管道和所述管道支路上分别设置有阀门，所述阀门在预设条件下开启，所示预设条件包括以下至少一项：所述安全壳内的压强大于或者等于预设压强，所述安全壳内的温度大于或者等于预设温度。

可选的，所述换热器的入口的水平高度大于所述换热器的出口的水平高度。

可选的，所述管道支路沿垂直于水平面的方向向上延伸。

可选的，所述IVR水箱与所述压力容器的上端连通。

可选的，所述IVR水箱与所述堆腔连通的部位位于所述保温层的沿重力方向上的底部。