[发明专利]先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序

摘要

本发明提出的先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序属于核电安全技术领域，本发明的目的在于解决背景技术中的非能动停堆安全冷却装置是用能动阀门及自控系统的安全指令信号来进行启动，因而仍存在一定的失误概率这一不足，提出了能用自然力直接启动的全套完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序，以实现绝对安全，使压水堆核电站能满足第四代核电站对安全及环保的要求。本发明停堆安全冷却装置具体包括完全非能动的堆芯余热冷却、堆芯紧急注水、安全壳冷却、堆芯的自移动固体吸收棒装置及差压爆破阀，可用于设计、建造和运营更为安全、经济的先进压水堆核电站。

主权项

一种先进压水堆核电站中非能动的停堆安全冷却装置，其中的非能动堆芯余热冷却装置是将堆芯余热由堆芯(35)通过自然循环水流送至堆芯余热冷却器(46)，用换料水箱(44)中的常压存水来吸纳；其特征在于，一种完全非能动的堆芯余热冷却装置，该装置是用属于自然力的堆芯出入口差力直接触发启动的堆芯余热冷却装置，并将堆芯余热直接排入大气，该堆芯余热冷却装置包括：单向阀(50)与AAP先进压水堆(51)的一回路相联，此单向阀(50)的入口上方一侧与堆芯(35)的出口一侧相联，而单向阀(50)的下方出口则与堆芯(35)的入口一侧相联；大容积常压的换料水箱(44)的底部设有横向设置的堆芯余热冷却器(46)，其外壳的下部开通并做为池水的入口，外壳的上部接热水提升筒(45)，池水以横向冲刷堆芯余热冷却器(46)的管束以增强其放热能力，然后将被加热的水送入换料水箱(44)内的上层；池水空冷器(40)置于排气用的烟囱(41)的下部，其换热管束的管内一侧接受从换料水箱(44)上层来的最高温度的池水；还没有脐带管(59)，用以在堆芯余热冷却装置处于备用状态时从主循环泵(37)的出口直接引进极小一股流量经针孔逆止阀(60)送入热水管(47)。