[发明专利]核反应堆非能动多功能池式稳压系统

说明书

技术领域

本发明涉及轻水反应堆的稳压系统，具体涉及一种核反应堆非能动多功能池式稳压系统。

背景技术

常见的核反应堆冷却剂稳压系统均属高温高压系统，其稳压原理是依靠能动电加热器进行升压及多级安全阀和卸压阀卸压至卸压箱，系统设置复杂，只具有稳压功能，必须依靠1E级电源供电。当出现反应堆冷却剂丧失(LOAC)事故时，主系统因失压将导致稳压器内的水迅速汽化，无法给反应堆补充冷却剂装量，必须在规定时间内快速启动专设安全注入系统。

低温池壳式反应堆冷却剂系统属低温低压系统，该种堆型需要建在距人口密集的城市附近区域，对核安全的要求更为严格。尽管目前国内外低温供热核反应堆概念设计种类很多，世界各国已进行了几十年的探索，但由于经济性和安全性问题还未被人们广泛接受。因此，寻求一种高度安全可靠、运行操作简单且建造和运行成本低廉的稳压系统，是池式低温供热堆能否广泛应用的关键。

发明内容

本发明的目的在于提供一种系统简单、运行可靠、具有非能动安全性、可大幅度降低核反应堆建造和运行成本的核反应堆非能动多功能池式稳压系统。

本发明的核反应堆非能动多功能池式稳压系统，包括蓄压水池，蓄压水池内上部设有气腔，在气腔内采用钢筋混凝土结构形成水位测量通道；蓄压水池底部设有与反应堆入口腔相连的安注管，安注管上设置止回阀；蓄压水池底部还设有与主泵入口管道相连的波动管；蓄压水池中部设有与反应堆出口腔相连的上升管，上升管上设置气动隔离阀，在气动隔离阀与反应堆出口腔相连的上升管上设有与主泵入口管道相连的小流量循环管线。

如上所述的核反应堆非能动多功能池式稳压系统，所述的蓄压水池为抗渗钢筋混凝土池式结构，内衬不锈钢覆面；蓄压水池为圆柱形或方形。

如上所述的核反应堆非能动多功能池式稳压系统，所述的气腔内充有氮气或压缩空气，气腔内压力为0.1Mpa～0.3Mpa。

如上所述的核反应堆非能动多功能池式稳压系统，以回路间顶标高为重力注水的平衡水位，蓄压水池在平衡水位以上的水量等于或大于反应堆的坑和回路间自由容积的总和。

本发明的核反应堆非能动多功能池式稳压系统，在正常工况下，蓄压水池内的水依靠重力通过波动管为反应堆冷却剂系统加压、稳压和补偿冷却剂的容积波动变化；此时上升管上的气动隔离阀处于关闭状态，通过小流量循环管线使上升管中的水维持很小流量的流动状态和热的状态。在失水事故情况下，如果此时主泵停运，蓄压水池内的水依靠重力通过安注管自动注入反应堆；如果此时主泵运行，蓄压水池内的水依靠重力通过波动管自动注入反应堆。在反应堆紧急停堆情况下，气动隔离阀开启，如果此时主泵停运，则在反应堆和蓄压水池之间形成“上升管-蓄压水池-安注管-反应堆-上升管”自然循环余热排出通道，将反应堆的剩余释热导入蓄压水池；如果此时主泵运行，则在反应堆和蓄压水池之间形成“上升管-蓄压水池-波动管-主泵-反应堆-上升管”的强迫循环余热排出通道，将反应堆的剩余释热导入蓄压水池。在停堆换料时，反应堆开盖后，蓄压水池的水依靠重力通过安注管自动注入并充满换料水池。

本发明的核反应堆非能动多功能池式稳压系统除了可以提供正常运行时反应堆冷却剂系统的加压、稳压和容积补偿外，还可提供事故工况下非能动安全注射、应急余热排出，并可作为换料水源和重力充水等多种功能。本发明系统集多种功能于一体，同时又可保证各种功能的成功执行且互不干扰。由于采用非能动系统，使反应堆的安全性大大提高，系统大为简化，运行更为简便，很好地解决了池壳式低温供热堆的安全性问题，较大幅度地降低了建造和运行成本。本发明可广泛用于供热堆、海水淡化堆、研究堆和低参数动力堆，为核反应堆在核能海水淡化和区域供热领域的应用开辟了广阔的前景。

附图说明

图1核反应堆非能动多功能池式稳压系统的示意图。

图中：1.反应堆；2.小流量循环管线；3.主泵入口管道；4.主泵；5.止回阀；6.蓄压水池；7.安注管；8.上升管：9.水位测量通道；10.气腔；11.波动管；12.气动隔离阀；13.主热交换器。

具体实施方式

下面以一座热功率245MW用于海水淡化的池壳式低温供热堆为例，结合附图1，对本发明核反应堆非能动多功能池式稳压系统具体描述。