[发明专利]堆芯冷却系统

说明书

本发明涉及堆芯冷却系统，堆芯冷却系统包括主传热回路和补水单元，补水单元包括补水箱和补水管，补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度，补水管的进口端与补水箱连接，补水管的出口端与冷管段连接。当失水事故初期，主泵依然在运行，冷管段中存在流通的冷却剂，冷却剂在主泵的压力下，经过进口管嘴流通至反应堆压力容器中。同时补水箱中的冷却剂由于重力因素，经过补水管流通至冷管段中，与冷管段中的冷却剂混合后，在主泵的压力作用下从反应堆压力容器的进口管嘴进入到反应堆压力容器。即本申请补水箱中的冷却剂能够同时在重力和主泵的压力的推动下，进入到压力容器中，从而减小反应堆压力容器中的静压的影响，增加流通速度。

技术领域

本发明涉及堆芯冷却系统技术领域，特别是涉及一种堆芯冷却系统。

背景技术

核电站堆芯设置在反应堆压力容器内，反应堆压力容器与三条传热管路连接。每条传热管路均设一台主泵、一台蒸汽发生器。反应堆压力容器具有进口管嘴和出口管嘴。堆芯运行时，主泵驱动冷却剂在反应堆压力容器及传热管路内循环流动。主泵将液态冷却剂压入至堆芯中后，液态冷却剂在反应堆压力容器中吸收热量后，流通至蒸汽发生器中，在蒸汽发生器中释放热量后，通过主泵由反应堆压力容器的进口管嘴重新被压入堆芯，如此重复循环。其中，主泵出口与反应堆压力容器的进口管嘴之间的管段为冷管段，反应堆压力容器的出口管嘴和蒸汽发生器入口之间的管段为热管段，蒸汽发生器与主泵之间的管段为过渡管段。

核电厂冷却剂丧失事故(失水事故)指传热管路产生破口或破裂。失水事故将导致设置堆芯的反应堆压力容器中冷却剂减少，堆芯裸露，引起燃料元件升温并损坏，如不加干预，将导致堆芯熔毁，大量放射性物质释放，严重威胁核电三大安全功能。现有技术中一般通过补水系统对堆芯进行补水，以实现对堆芯的降温，补水安全系统一般包括能动系统和非能动系统两种。非能动堆芯补水系统利用密度差和重力作为驱动力，实现事故工况下向堆芯补水。

一般的非能动堆芯冷却系统，在事故中提供的用于冷却堆芯的应急冷却剂不能快速流通至反应堆压力容器内。

发明内容

基于此，有必要针对补水箱中的冷却剂不能快速流通至反应堆压力容器的问题，提出一种堆芯冷却系统。

一种堆芯冷却系统，包括补水单元，包括主传热回路和补水单元；

所述主传热回路包括：反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器以及传热管路，所述传热管路包括依次连接的冷管段、热管段以及过渡管段，所述冷管段将所述主泵与所述反应堆压力容器连接，所述热管段将所述反应堆压力容器与所述蒸汽发生器连接，所述过渡管段将所述蒸汽发生器与所述主泵连接，所述传热管路用于输送冷却剂；

所述补水单元包括补水箱和补水管，所述补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度，所述补水管的进口端与所述补水箱连接，所述补水管的出口端与所述冷管段连接。

在其中一个实施例中，沿着所述冷管段的延长方向，所述主泵相较于所述反应堆压力容器更靠近所述补水管与所述冷管段的连接位置。

在其中一个实施例中，所述补水管倾斜于所述冷管段。

在其中一个实施例中，所述补水单元还包括：

平衡管，所述平衡管的进口端用于与所述主传热回路连通，所述平衡管的出口端连接于所述补水箱。

在其中一个实施例中，所述平衡管的进口端与所述冷管段连接，沿着所述冷管段中冷却剂的流动方向，所述补水管的出口端位于所述平衡管的进口端靠近所述反应堆压力容器的一侧。

在其中一个实施例中，所述蒸汽发生器的壳体上开设有平衡管接口，所述平衡管接口的高度大于所述蒸汽发生器的出口端的高度，所述平衡管的进口端与所述蒸汽发生器的平衡管接口连接。

在其中一个实施例中，所述平衡管的进口端与所述过渡管段连接，且沿着冷却剂的流动方向，所述平衡管的进口端与所述过渡管段的连接位置位于所述过渡管段的水封段之前。