一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及系统与流程

本发明涉及核反应堆设计，具体涉及一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及系统。

背景技术：

随着对核电站安全的要求越来越高，作为我国自行设计的第三代核电,例如“华龙一号”等，需要在安全性上进行大幅度的提高。

现有的核电站对于被认定为特定设计扩展工况比如全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故有薄弱环节，在所有可能的严重事故现象如高压熔堆、底板熔穿的预防和缓解措施上存在不足。目前，压力容器的余热仅仅依靠补水管道来启动冷却设施带走堆芯热量来实现的，这些冷却设施的运行都依赖于外部动力，一旦发生全场断电等情况就会导致严重后果，且不能在事故发生时第一时间导出热量。

技术实现要素：

本发明依据第三代核电站安全性设计的需求，提供一种非能动的堆芯淹没水池的布置方法及系统，其在核电站发生特定设计工况时，利用非能动注入堆芯的水导出压力容器底部的热量，保证压力容器的完整性。

实现本发明目的的技术方案：

一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其通过水池的容积及高度的布置，水池补水管道的布置，以及水池底部的管道进入堆芯的布置，在核电站发生特定设计扩展时，冷却水从所述的水池非能动注入堆芯，从而导出压力容器底部的热量。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述水池的容积及高度的布置，是设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述水池补水管道的布置，是在水池上部设置有凝结水收集管线，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展下水池的水量。所述的收集来自非能动系统的凝结水是指，进入堆芯的冷却水经过非能动安全壳热量导出系统的换热器，汇集成水后经换热器底部布置若干根管线汇集至管道内，通过淹没水池的侧面进入水池内部循环。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述水池底部管道进入堆芯的布置,是指能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道。所述的冷却水在进入堆芯淹没沿途管道，然后冷却水流经压力容器表面，带走压力容器内堆芯熔融物产生的热量，从保温层筒体上部排出，水蒸气从通风排放窗口逸出后。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述的收集来自非能动系统的凝结水是指，进入堆芯的冷却水经过非能动安全壳热量导出系统的换热器，汇集成水后经换热器底部布置若干根管线汇集至管道内，通过淹没水池的侧面进入水池内部循环；所述的冷却水在进入堆芯淹没沿途管道，然后冷却水流经压力容器表面，带走压力容器内堆芯熔融物产生的热量，从保温层筒体上部排出，水蒸气从通风排放窗口逸出后。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述水池的容积及高度的布置方法，进一步为，

水池上部截面积为a,高度为g,水池下部结构截面积为b,高度为h，通过计算得出水池的容积约为xm3，x的数值要求满足淹没堆芯的水量要求，以及72小时内的连续供水的要求；

水池最高处水面与压力容器保温层高差为h1，h1的数值要求满足初始状态下重力及压力差将冷却水注入堆芯并且淹没堆芯的要求；

水池最高处水面与压力容器流道的出口高差为h2，h2的数值要求满足重力及压力差将冷却水注入堆芯72小时内连续供水的要求；

水池出口p与堆芯注水入口o之间的高差为h3；h3的数值要求是冷却水注入接近72小时仍满足重力及压力差将冷却水注入堆芯淹没堆芯的要求。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其所述的特定设计扩展工况为全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故工况。

本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池系统，该水池在上部设置有水池补水管道，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展工况下水池的水量；在水池底部设置有水池底部管道连接堆芯,该水池底部管道能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道布置方法。

如上所述的一种核电站堆芯淹没水池系统，其所述的水池底部管道上设置有2组100％冗余的阀门组，阀门的设置为全开或者全闭，能在断电的第一时间触动并启动且冷却水能及时通过阀门到进入堆芯。

本发明所述的一种布置有淹没水池系统的反应堆，其在厂房内布置淹没水池，该水池在上部设置有水池补水管道，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展工况下水池的水量；在水池底部设置有水池底部管道连接堆芯,该水池底部管道能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道布置方法。

本发明的有益效果如下：

本发明堆芯淹没水池结构因布置方法，可以在断电情况下以非能动的方式将冷却水注入进行堆芯底部淹没，保证压力容器的完整性。

(1)采用非能动的设计方案和布置方法，使水池内的水在72小时内持续对堆芯进行冷却，保证了压力容器的完整性，提供了核电站的安全性。

(2)堆芯淹没水池的布置设计方法，能保证系统在特定设计工况下，不依赖电源进行系统功能的实现，改变了安全系统对安全级电源的依赖，提高了核电站的优越性。

附图说明

图1为本发明的水池相对于压力容器的布置结构示意图。

图中：a、水池上部截面积；b、水池下部结构截面积；g、水池上部结构的高度；h、水池下部结构的高度；o、压力容器入口管道；p、水池底部管道；x、水池有效容积；h1、水池最高处水面与压力容器保温层高差；h2、水池最高处水面与压力容器流道的出口高差为；h3、水池出口p与堆芯注水入口o之间的高差。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施例对本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及系统作进一步描述。

实施例1

如图1所示，本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其通过水池的容积及高度的布置，水池补水管道的布置，以及水池底部的管道进入堆芯的布置，在核电站发生特定设计扩展时，冷却水从所述的水池非能动注入堆芯，从而导出压力容器底部的热量。

其中，所述水池的容积及高度的布置，是设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。所述水池的容积及高度的布置方法，进一步为，

水池上部结构截面积为a,水池上部结构的高度为g,水池下部结构截面积为b,水池下部结构的高度为h，通过计算得出水池的容积为xm³，x的数值要求满足淹没堆芯的水量要求，以及72小时内的连续供水的要求；

水池最高处水面与压力容器保温层高差为h1，h1的数值要求满足初始状态下重力及压力差将冷却水注入堆芯并且淹没堆芯的要求；

水池最高处水面与压力容器流道的出口高差为h2，h2的数值要求满足重力及压力差将冷却水注入堆芯72小时内连续供水的要求；

水池出口p与堆芯注水入口o之间的高差为h3；h3的数值要求是冷却水注入接近72小时仍满足重力及压力差将冷却水注入堆芯淹没堆芯的要求。

所述水池补水管道的布置，是在水池上部设置有凝结水收集管线，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展下水池的水量。所述的收集来自非能动系统的凝结水是指进入堆芯的冷却水经过非能动安全壳热量导出系统的换热器，汇集成水后经换热器底部布置若干根管线汇集至管道内，通过淹没水池的侧面进入水池内部循环。

所述水池底部管道进入堆芯的布置,是指能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道。所述的冷却水在进入堆芯淹没沿途管道，然后冷却水流经压力容器表面，带走压力容器内堆芯熔融物产生的热量，从保温层筒体上部排出，水蒸气从通风排放窗口逸出后。

上述特定设计扩展工况为全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故工况。

实施例2

如图1所示，本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池系统，该水池在上部设置有水池补水管道，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展工况下水池的水量；在水池底部设置有水池底部管道连接堆芯,该水池底部管道能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道布置方法。

所述的水池底部管道上设置有2组100％冗余的阀门组，阀门的设置为全开或者全闭，能在断电的第一时间触动并启动且冷却水能及时通过阀门到进入堆芯。

所述水池的容积及高度为，设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。所述水池的容积及高度进一步为，

水池上部结构截面积为a,水池上部结构的高度为g,水池下部结构截面积为b,水池下部结构的高度为h，通过计算得出水池的容积为xm³，x的数值要求满足淹没堆芯的水量要求，以及72小时内的连续供水的要求；

水池最高处水面与压力容器保温层高差为h1，h1的数值要求满足初始状态下重力及压力差将冷却水注入堆芯并且淹没堆芯的要求；

水池最高处水面与压力容器流道的出口高差为h2，h2的数值要求满足重力及压力差将冷却水注入堆芯72小时内连续供水的要求；

水池出口p与堆芯注水入口o之间的高差为h3；h3的数值要求是冷却水注入接近72小时仍满足重力及压力差将冷却水注入堆芯淹没堆芯的要求。

上述的特定设计扩展工况为全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故工况。

实施例3

如图1所示，本发明所述的一种布置有淹没水池系统的反应堆，其在厂房内布置淹没水池，该水池在上部设置有水池补水管道，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展工况下水池的水量；在水池底部设置有水池底部管道连接堆芯,该水池底部管道能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道布置方法。

所述水池的容积及高度为，设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。所述水池的容积及高度进一步为，

水池上部结构截面积为a,水池上部结构的高度为g,水池下部结构截面积为b,水池下部结构的高度为h，通过计算得出水池的容积为xm³，x的数值要求满足淹没堆芯的水量要求，以及72小时内的连续供水的要求；

水池最高处水面与压力容器保温层高差为h1，h1的数值要求满足初始状态下重力及压力差将冷却水注入堆芯并且淹没堆芯的要求；

水池最高处水面与压力容器流道的出口高差为h2，h2的数值要求满足重力及压力差将冷却水注入堆芯72小时内连续供水的要求；

水池出口p与堆芯注水入口o之间的高差为h3；h3的数值要求是冷却水注入接近72小时仍满足重力及压力差将冷却水注入堆芯淹没堆芯的要求。

所述的水池底部管道上设置有2组100％冗余的阀门组，阀门的设置为全开或者全闭，能在断电的第一时间触动并启动且冷却水能及时通过阀门到进入堆芯。一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，包括水池的容积及高度的布置方法；水池补水管道的布置方法；以及水池底部的管道进入堆芯的布置方法。

实施例4

本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池的布置方法，其通过水池的容积及高度的布置，水池补水管道的布置，以及水池底部的管道进入堆芯的布置，在核电站发生特定设计扩展时，冷却水从所述的水池非能动注入堆芯，从而导出压力容器底部的热量。

所述水池的容积及高度的布置，是设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。

所述水池补水管道的布置，是在水池上部设置有凝结水收集管线，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展下水池的水量。所述的收集来自非能动系统的凝结水是指进入堆芯的冷却水经过非能动安全壳热量导出系统的换热器，汇集成水后经换热器底部布置若干根管线汇集至管道内，通过淹没水池的侧面进入水池内部循环。

所述水池底部管道进入堆芯的布置,是指能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道。所述的冷却水在进入堆芯淹没沿途管道，然后冷却水流经压力容器表面，带走压力容器内堆芯熔融物产生的热量，从保温层筒体上部排出，水蒸气从通风排放窗口逸出后。

上述特定设计扩展工况为全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故工况。

实施例5

本发明所述的一种核电站堆芯淹没水池系统，该水池在上部设置有水池补水管道，收集来自非能动系统的凝结水来补充特定设计扩展工况下水池的水量；在水池底部设置有水池底部管道连接堆芯,该水池底部管道能使冷却水在重力作用下克服管道流程阻力进入堆芯淹没沿途管道布置方法。

所述水池的容积及高度为，设置的水池容积满足72小时内的连续供水的要求；设置水池内冷却水的有效高度满足冷却水依靠自身重力及压力差将冷却水注入堆芯进行72小时内持续冷却的要求。

上述的特定设计扩展工况为全厂断电(sbo)和未能紧急停堆的预计瞬变事故(atws)等严重事故工况。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。