[发明专利]核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统

摘要

本发明提供了一种核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，包括保温层流道、保温层、抑压水池、上部水池、抑压水池堆腔注水管线、再循环地坑、再循环管线，其中，保温层流道是反应堆压力容器外壁和保温层间的流体流道，流道顶部设置有排气孔，底部设置有进水孔；抑压水池设置在钢安全壳内，通过抑压水池堆腔注水管线与堆腔相通；再循环地坑设置在安全壳内，通过再循环管线与堆腔相通，抑压水池堆腔注水管线设置有控制阀门，再循环管线设置有控制阀门和止回阀；上部水池设置为包围在钢安全壳的上部。本发明技术方案采用熔融物滞留纵深防御理念，能够实现堆芯衰变热较小和最大两种情况下的堆芯熔融物冷却和滞留以及安全壳的长期冷却。

主权项

核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却系统，其特征在于：包括保温层流道进水孔（1）、保温层流道（2）、保温层（3）、顶部排气孔（4）、抑压水池（5）、上部水池（7）、抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9）、再循环地坑（10）、再循环管线控制阀门（11）；其中，保温层流道（2）是反应堆压力容器（19）外壁和保温层（3）之间的流体流道，保温层流道（2）的顶部设置有顶部排气孔（4），在底部设置有保温层流道进水孔（1），保温层流道进水孔（1）接通保温层流道（2）及围绕着保温层（3）设置的堆腔（20），抑压水池（5）设置在钢安全壳（18）内，通过抑压水池堆腔注水管线（16）与堆腔（20）相通；钢安全壳（18）内还设置有再循环地坑（10），通过再循环管线（17）与堆腔（20）相通，抑压水池堆腔注水管线（16）设置有抑压水池堆腔注水管线控制阀门（9），再循环管线（17）设置有再循环管线控制阀门（11）和止回阀（12）；上部水池（7）设置为包围在钢安全壳（18）的上部；所述的钢安全壳（18）圆弧形内表面上安装有冷凝水导流装置（6），冷凝水导流装置（6）由多个导向板（24）组成，导向板（24）之间有间隙，与钢安全壳（18）形成冷凝环隙（21）。