[发明专利]核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统

说明书

技术领域

本发明属于核电厂安全领域，更具体地说，本发明涉及一种在超设计基准事故工况下投入使用的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统。

背景技术

2011年3月11日，日本宫城县北部发生里氏9.0级特大地震，并引发强烈海啸，造成位于震中西南方向的福岛第一核电厂1-4号机组发生核泄漏事故。其中，1-3号机组由正常运行工况紧急停堆，而4号机组正处于维修停堆。地震导致失去厂外电，紧接着因海啸导致应急电源(柴油发电机)失效，从而导致反应堆冷却系统的功能全部丧失并引发事故。

福岛核事故引发了关于最终热阱设计的思考，除了SBO(Station Black Out，全厂断电事故)之外，类似福岛强地震引发的海啸可能将大量杂物堆向海边，使得重要厂用水系统取水口堵塞，从而发生LUHS(Loss of Ultimate Heat Sink，丧失最终热阱)事故。因此，必须提供多样化的热阱，并考虑在所有电厂状态下都以极高的可靠性将余热从核电厂的安全重要物项传输到最终热阱。

一种已知机组利用RRI系统(Component Cooling Water System，设备冷却水系统)冷却包括安全壳喷淋系统换热器、乏燃料水池换热器、余热排出换热器等换热器以及泵等机械设备在内的上游用户，并通过RRI换热器将热量传递给SEC系统(Essential Service Water System，重要厂用水系统)；SEC系统从厂址水域取水冷却RRI换热器，并将水送出到环境水域中，从而使得热量被海水吸收。上述RRI/SEC传热系统通常采用冗余设计，即采用两个安全系列，当其中一个系列失效时，另一个系列可以将核电厂反应堆及乏燃料水池的余热排出到环境中，从而保证反应堆的安全。

上述RRI/SEC传热系统设计虽然非常成熟，并且充分考虑了在第二代核电厂技术(包括二代加)设计基准范围内的事故工况设计要求，但是，福岛核事故证明：存在着超出第二代(包括二代加)核电厂技术设计基准的外部事件序列的可能性。在SBO叠加LUHS事故情况下，RRI/SEC传热系统完全失效，使得事故无法得到有效的缓解和控制，最终导致放射性物质大量外泄到环境中。

为了保证传热系统在事故工况下的有效性，另外一些已知机组配置了包括两个大列/四个小列的RRI/SEC传热系统，并设有SRU系统(Dedicated Cooling Water System，专设重要冷却水系统)。其中，RRI系统的第1列和第2列耦合为一个大列；第3列和第4列耦合为另外一个大列；SEC系统分别冷却RRI系统第1～4列的换热器，从而将核岛用户的热负荷移出到大海。当发生SBO叠加LUHS，致使RRI/SEC系统失去其功能时，通过SRU系统抽取海水冷却EVU系统(Containment Heat Remove System，安全壳热量导出系统)的第1列或第4列，并通过EVU/SRU的第1列冷却PTR系统(Fuel Pool Cooling and Purification System,燃料水池冷却和净化系统)的第3列。由于RRI/SEC系统与EVU/SRU系统是解耦的，因此RRI/SEC系统的失效不会影响到EVU/SRU系统的功能。

但是，SRU系统用来冷却换热器的热阱依然是大海，当发生福岛类似的核事故时，强烈地震叠加海啸导致大量垃圾堆积到整个泵房取水口后，SRU系统会因共因故障导致对应列的海水滤网堵塞失效，最终因厂区内无可用的其他水源而导致事故后堆芯和乏燃料水池的余热无法排出。

可见，已知核电厂的最终热阱系统在福岛核事故后的评价标准下都是不满足多样性要求的。有鉴于此，确有必要开发一种能够克服上述问题的核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，以使核电厂的最终热阱满足多样性要求，避免SBO叠加LUHS事故情况下因传热失效而导致核泄漏。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统，其包括通过中间换热器连接的中间冷却回路和终端冷却回路，中间冷却回路对核岛上游用户群换热器进行冷却，终端冷却回路利用冷却塔将中间换热器的热量排入大气中。

作为本发明核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却系统的一种改进，所述中间冷却回路以与RRI系统并联的方式经RRI系统管路与核岛上游用户群换热器连接。