[发明专利]大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统

权利要求书

1.一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其中钢制安全壳(3)设置在屏蔽厂房(4)内，在屏蔽厂房(4)的顶部空气流道上设置烟囱(7)，烟囱(7)向上延伸出屏蔽厂房(4)顶部；在屏蔽厂房(4)的顶部外、烟囱(7)的周围设置安全壳冷却水箱(5)，若干根安全壳冷却水管(6)设置在安全壳冷却水箱(5)内；在屏蔽厂房(4)内、安全壳(3)的顶部上方且烟囱(7)的下方设置冷却水分配盘(8)；上述若干根安全壳冷却水管(6)的进水口与安全壳冷却水箱(5)底部连接，其出水口向下延伸至屏蔽厂房(4)内的冷却水分配盘(8)；其特征在于：

在安全壳(3)的竖直段内壁上布置有网状沟槽；

和/或——在安全壳(3)的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片(17)；

和/或——在安全壳(3)的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇(16)。

2.根据权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：所述的若干排换热风扇(16)可以固定在安全壳(3)内壁设置的若干排肋片(17)上。

3.根据权利要求1或2所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：

所述的网状沟槽由若干道竖直降水沟槽(15)和若干道倾斜集水沟槽(14)连接形成；其中，竖直降水沟槽(15)的宽度在10～100mm，倾斜集水沟槽(14)的宽度在10～100mm，倾斜角度在20°～80°；竖直降水沟槽(15)的深度为1mm～10mm，倾斜集水沟槽(14)的深度为1mm～10m；

所述的肋片(17)材料与钢制安全壳(3)相同，焊接在安全壳(3)的内和/或外壁上；其中，肋片(17)沿安全壳的径向长度10cm～200cm，肋片(17)的厚度为0.1～1cm。

4.根据权利要求3所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：

所述的钢制安全壳的厚度为4～40cm；

所述的相邻道竖直降水沟槽(15)之间的间距10cm～1000cm，相邻道倾斜集水沟槽(14)之间的间距在10cm～1000cm；

所述的相邻排肋片(17)之间的间距在10cm～200cm；

所述的相邻排换热风扇(16)之间的间距在10cm～200cm。

5.根据权利要求4所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：

所述的竖直降水沟槽(15)有100～3000道，倾斜集水沟槽(14)有100～70000道；

所述的肋片(17)有100～3000排，

所述的换热风扇(16)有100～3000排，换热风扇(16)的数量有100～3000个。

6.根据权利要求3所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：所述的换热风扇(16)为低功率直流电风扇；其在事故情况下启动，每个功率为100W～300W；换热风扇(16)与安全壳(3)壁面的距离为10cm～200cm。

7.根据权利要求1或2所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：在屏蔽厂房(4)的侧壁上部开设贯通的空气入口(13)。

8.根据权利要求7所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：所述的空气入口(13)沿屏蔽厂房(4)的圆周方向开设2～5排，轴线从屏蔽厂房(4)的侧壁向上倾斜50°～80°；每排空气入口(13)的直径为7～20cm，相邻排空气入口的中心间距为12～24cm。

9.根据权利要求1或2所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：在屏蔽厂房(4)内侧、安全壳(3)外侧设置空气导流板(9)；所述的烟囱(7)高出屏蔽厂房(4)0～150m。

10.根据权利要求9所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出系统，其特征在于：所述的空气导流板(9)与安全壳(3)的外壁间距∶空气导流板(9)与屏蔽厂房(4)的内壁间距＝(0.15～1)∶1；该空气导流板(9)的顶端与屏蔽厂房(4)的顶部连接，底端带有向外倾斜20°～60°的外沿；空气导流板(9)的底端延伸至设备闸门与人员闸门(10)的下部，并且在与设备闸门与人员闸门(10)对应的位置上开设通道。