[发明专利]一种核电站堆腔注水冷却系统

说明书

技术领域

本发明涉及一种冷却系统，具体涉及一种应用于核电站事故情况下，进行事故应对及缓解的堆腔注水冷却系统。

背景技术

针对压水堆核电站严重事故，目前国际上采取了很多缓解措施，在电厂发生堆芯融化的严重事故时，目前较新的技术为熔融物堆内滞留措施（IVR）。熔融物堆内滞留措施是一种核电站严重事故缓解措施，即在压水堆核电厂（站）发生堆芯熔化的严重事故时，通过反应堆压力容器外部冷却，将堆内热量导出，实现堆芯熔融物滞留，确保反应堆压力容器的完整性。在美国AP600/1000堆型中已经采用该技术缓解严重事故后果。其设计特点为：在严重事故发生后，安全壳内换料水箱中的水作为冷却水，依靠重力，以非能动的方式注入堆腔，淹没反应堆压力容器下封头及一定高度的筒体，冷却水在以反应堆压力容器及其保温层之间流道中流过并冷却反应堆压力容器外壁面，被加热形成蒸汽后通过保温层上部的开孔返回安全壳空间。这种设计的缺点是仅有一种“非能动”注入淹没的冷却手段，注入水流量较小，无法实现高效的换热；并且缺少有效的对冷却水的冷却，难以保证系统运行后期的换热效果。

发明内容

本发明要解决的技术问题是提供一种在核电站发生堆芯融化的严重事故时，能够以能动与非能动相结合的冷却水注入方式冷却反应堆压力容器外壁面，从而将堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器中，防止可能威胁安全壳完整性的堆腔注水冷却系统。

为了解决上述技术问题，本发明的技术方案为，一种核电站堆腔注水冷却系统，包括：设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔、设置在反应堆堆腔内的压力容器，位于反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的隔热屏障，还包括外部注水系统和设置在安全壳内的高位注水系统；

所述外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置的堆腔注水泵；该外部注水管穿过安全壳与隔热屏障底部连接；

所述高位注水系统包括高位注水箱、连接所述高位注水箱底部与外部注水管的高位注水管。

进一步所述外部水源位于安全壳外侧的消防水源。

进一步还包括在所述堆腔注水泵上游和下游分别设置的第一隔离阀和第二隔离阀，以及设置在所述高位注水管上的第三隔离阀。

进一步还包括设置在安全壳外侧的换热器、设置在所述堆腔注水泵与第一隔离阀之间的第四隔离阀、连接在所述堆腔注水泵与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热出水管、连接在所述第一隔离阀与该第四隔离阀之间的外部注水管上的换热进水管，所述换热出水管和换热进水管分别与所述换热的进水口和出水口连接。

进一步还包括第一备用管路，所述第一备用管路上从上游至下游依次设置有第一备用隔离阀和备用堆腔注水泵，该第一备用管路与连接第一隔离阀和堆腔注水泵的外部注水管并联连接。

进一步还包括设置在安全壳外侧的备用换热器、设置在所述备用堆腔注水泵与第一隔备用离阀之间的第二备用隔离阀、连接在所述备用堆腔注水泵与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热出水管、连接在所述第一备用隔离阀与该第二备用隔离阀之间的第一备用管路上的备用换热进水管，所述备用换热出水管和备用换热进水管分别与所述备用换热器的进水口和出水口连接。

进一步还包括低位注水系统，所述低位注水系统包括设置在安全壳内底部的低位注水箱、与所述低位注水箱底部连接的低位注水管、设置在所述低位注水管上的第五隔离阀，所述低位主水管连接到所述堆腔注水泵与第二隔离阀之间的外部注水管上。

进一步还包括第二备用管路，所述第二备用管路上设置有第三备用隔离阀，该第二备用管路一端连接到低位注水箱底部，另一端连接到备用堆腔注水泵上游的第一备用管路上。

进一步在第二隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的消防管上设置有止回阀，在安全壳内第一隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的外部注水管上设置有止回阀，在第四隔离阀与高位注水管和外部注水管连接处之间的高位注水管上设置有止回阀，在第五隔离阀与低位注水管和外部注水管连接处之间的低位注水管上设置有止回阀，在第二备用管路上第三备用隔离阀的下游设置有止回阀。

进一步所述隔热屏障支撑在堆腔内，该隔热屏障与压力容器之间形成一个空腔，所述空腔与堆腔顶部结合处设有排放窗口，所述排放窗口水平高度高于低位注水箱。

本发明的有益效果：该系统采取能动与非能动相结合的注水方式，性能稳定可靠，可以有效地缓解严重事故后果，确保严重事故下反应堆压力容器的完整性。

附图说明