专利名称:反应堆非能动专设安全设施的制作方法
技术领域：
本发明涉及核反应堆技术领域：
，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。
背景技术：
利用核能供热是解决采暖与海水淡化的一个重要手段。尽管目前国内外低温供热核反应堆概念设计种类很多，但由于经济性和安全性还未被人们广泛接受，尤其是低温供热堆距人口密集区域不能太远，核安全更为重要，因此要寻求固有安全性更高而造价低廉的堆型，这是决定核能供热堆推广的关键。
目前，核电站为保证反应堆的安全，设置有复杂的安全注射系统、余热导出系统及稳压系统。采用核电站的安全系统设置也能够解决低温供热堆的应急堆芯冷却、应急余热排出等核安全问题。但核电站的安全系统结构相对复杂，能动部件多，需要定期的检测和维修，在事故发生后更需要操作人员的正确操作才能使系统完成其设计功能，缺少非能动特性，而且其建造和运行成本都相对较高。
发明内容
本发明的目的在于设计一种适用于低温供热堆、研究堆的非能动专设安全设施，以保证反应堆装置的安全。
本发明的技术方案如下一种反应堆非能动专设安全设施，在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。
如上所述的反应堆非能动专设安全设施，其中，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，空冷器设置在空冷塔内，空冷器上方设有与空冷器连通的贮水箱，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。
本发明所提供的非能动专设安全设施在完成核反应堆安全功能的同时结构上相对简单，没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，尤其是无需动作任何阀门即可实现余热导出和安全注水，有效的提高了反应堆的固有安全性，事故发生后24小时内不需人员干涉而能保证反应堆安全，使堆芯永不熔化、永不烧毁，在任何事故工况下都满足对环境“无放射性后果”的要求。
图1为反应堆非能动专设安全设施的结构示意图。
图中1.蓄压水池 2.注水管 3.上升管 4.应急注水箱 5.空冷塔 6.贮水箱 7.空冷器 8.主换热器 9.反应堆容器具体实施方式
如图1所示，在反应堆容器9一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池1，蓄压水池1底部设有一根与堆入口腔相通的注水管2，由堆出口腔引出的一根上升管3穿过水池并高出水池水面。在正常运行时由蓄压水池1、注水管3维持堆芯压力。
在提升功率或功率波动时由注水管3实现温度变化的容积波动。
在管道大破口事故下，堆芯压力迅速下降，此时蓄压水池1靠位差向堆芯大量注水，使堆芯永远处在淹没状态，当主回路间水充满后，仍利用蓄压水池1维持堆芯压力。
在反应堆厂房外设有高出主换热器8约25～28米的应急注水箱4，一个高出主换热器8约15～18米的空冷器7，空冷器7设置在空冷塔内5，空冷器7上方设有与空冷器7连通的贮水箱6。应急注水箱4和空冷器7均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。
在正常运行时，二回路循环泵出口压头与高位的应急注水箱4内水保持压力平衡。
断电紧急停堆后，二回路循环泵出口压头消失，应急注水箱4内水靠位差迅速注入二回路冷段，由主换热器加热后经二回路热段回到空冷器7上部的一个贮水箱6内，该贮水箱6与空冷器7连通，贮水箱6内水经空冷器7被空气冷却后与应急注水箱4内注入水会合又注入二回路冷段，不断循环带出堆芯热量。
在紧急停堆初期，由于甩负荷影响，堆芯释放的热量在短时间内将迅速增加，在到达一个峰值后才逐渐减小。为度过这一功率高峰期，应急注水箱内冷水以一定速率迅速注入二回路经主换热器带出堆芯热量，实现对堆芯的应急冷却。在实现这一应急冷却的过程中，同时建立了空冷器与主换热器之间的自然循环，在紧急停堆后期，即应急注水箱内冷水注完以后，依靠该自然循环长时间的将堆芯产生的剩余释热及时有效的导出到大气中，实现对堆芯的长期冷却。
权利要求
1.一种反应堆非能动专设安全设施，其特征在于在反应堆容器(9)一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的蓄压水池(1)，蓄压水池(1)底部设有与堆入口腔相通的注水管(2)，由堆出口腔引出的上升管(3)穿过水池并高出水池水面。
2.如权利要求
1所述的反应堆非能动专设安全设施，其特征在于在反应堆厂房外设有高出主换热器(8)25～28米的应急注水箱(4)和高出主换热器(8)15～18米的空冷器(7)，空冷器(7)设置在空冷塔(5)内，空冷器(7)上方设有与空冷器(7)连通的贮水箱(6)，应急注水箱(4)和空冷器(7)均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。
专利摘要
本发明涉及核反应堆技术领域：
，具体为一种适用于低温供热堆与研究堆的非能动专设安全设施。在反应堆容器一侧设有一个高出堆芯顶部10～30米的大容量蓄压水池，蓄压水池底部设有与堆入口腔相通的注水管，由堆出口腔引出的上升管穿过水池并高出水池水面。另外，在反应堆厂房外设有高出主换热器25～28米的应急注水箱，和高出主换热器15～18米的空冷器，应急注水箱和空冷器均通过管道连接在主换热器和二次换热器之间的二回路管道上。该安全设施结构简单、没有能动部件，事故工况下能够及时有效的自动投入运行，有效的提高了反应堆的固有安全性。
文档编号G21C15/18GKCN1941217SQ200510105648
公开日2007年4月4日 申请日期2005年9月29日
发明者罗树新, 宋丹戎, 苏荣福, 秦忠 申请人:中国核动力研究设计院导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan