[发明专利]核电站乏燃料水池应急冷却系统

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电站的安全系统，更具体地说，涉及一种用于核电站事故工况下的乏燃料水池应急冷却系统。

背景技术

由于燃料组件在相当长的时间内均会产生可观的衰变热，因此现有的压水堆核电站通常对乏燃料组件采用湿式贮存方式，即将核电站运行过程中产生的乏燃料组件，以及全堆芯卸料时未达后处理燃耗深度的燃料组件，贮存在专门的乏燃料水池中，并维持水没过燃料组件的状态，从而使燃料组件的衰变热经由乏燃料水池冷却系统排往最终热阱（海洋、江河、大气等），以保证适合乏燃料组件长期贮存的环境，这也是核安全三要素“反应性控制、余热排出、放射性包容”中的一条。

然而，湿式贮存的乏燃料组件一旦失去冷却，其产生的衰变热将使池水温度上升，直至沸腾，并引起一系列可信和潜在的事故后果：（1）产生大量蒸汽并弥漫在水池房间以及相邻房间，导致相应的厂房高温、高湿，人员不可达，难以开展事故处理等相关操作；（2）长期高温、高湿的环境对燃料厂房的混凝土结构也是极大的考验；（3）池水的沸腾可能引起乏燃料组件局部传热恶化，对燃料组件包壳的完整性构成威胁；（4）如果没有有效的冷却手段，乏燃料水池的水位将因池水蒸发损失而不断降低，燃料组件一旦裸露，将导致局部损伤，不仅可能改变乏燃料贮存必须的次临界几何形状，更会引起燃料组件包壳的破损，导致放射性向环境不可控的大剂量释放，直接导致另两个核安全要素“反应性控制、放射性包容”的突破。

在现有的乏燃料组件湿式贮存技术中，相应的乏燃料水池冷却系统在设计时都考虑了安全停堆地震（SSE）、丧失厂外电（LOOP），甚至飞机撞击（ACP）以及超设计基准工况全厂断电（SBO）等情况，如中国专利申请第200920129716.6号所揭示的核电站乏燃料水池冷却和净化系统。但是，根据福岛核事故经验反馈，在“一址多堆”共因失效事故（如海啸、洪水等）中，将因失去SBO电源、完全丧失最终热阱（TLOCC）而引起乏燃料水池冷却系统失效，进而导致前述的严重后果，现有的简单补水措施仅仅是缓解手段，虽能维持燃料组件的淹没，但前面述及的其它严重后果仍然存在。

有鉴于此，确有必要提供一种能够解决上述问题的核电站乏燃料水池应急冷却系统。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种移动式的乏燃料水池应急冷却系统，以实现在超核电站设计基准工况下持续导出乏燃料水池中燃料组件的余热，保证乏燃料组件的安全。

为了实现上述发明目的，本发明一种核电站乏燃料水池应急冷却系统，其包括与乏燃料水池连接的取水管线和进水管线、分别安装于取水管线和进水管线上的取水接口和进水接口，还包括循环冷却泵和换热器，循环冷却泵的入口与取水接口连接、出口与换热器的热侧入口连接，换热器的热侧出口与进水接口连接，从而构建成闭式的冷却回路，循环冷却泵和换热器都由可移动电源提供动力。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述取水接口、换热器以及进水接口的前后均设置有隔离阀。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述取水接口、循环冷却泵、换热器、进水接口之间的连接都通过金属软管实现，取水接口和换热器之间的隔离阀设在循环冷却泵和换热器之间。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，还包括监测和控制系统运行的测量控制模块，换热器的前后分别设置有温度传感器，冷却回路上还设置有流量监测器，温度传感器和流量监测器都通过信号线连接至测量控制模块。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述换热器为使用大气做为最终热阱的水-空气换热器，其热侧介质在封闭的冷却通道内流动，并采用鼓风装置使空气流过换热面的冷侧。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述应急冷却系统还设有布水装置，布水装置包括泵和喷淋装置，布水装置的泵将一定量的冷却水通过喷淋装置雾化后均匀地喷洒在换热面的冷侧。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述布水装置与水-空气换热器为一体，冷却水则由专门配备的冷却水贮存箱来补偿蒸发损耗。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述可移动电源为燃油发电机组，循环冷却泵、水-空气换热器的鼓风装置、布水装置都由燃油发电机组提供动力。

作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进，所述燃油发电机组设有在线补油接口，冷却水贮存箱设有补水接口。