专利名称:堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统的制作方法
技术领域：
本实用新型涉及核电站的安全设备，更具体地说，涉及一种应用在核电站严重事 故下的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统。
背景技术：
随着技术的成熟核电站的安全性的不断提高，核电站的建设逐渐的成为国家发展 的重要能源保障。
目前的核电站中，核反应堆的结构是在安全壳中形成反应堆堆腔，在堆腔中设置 压力容器。压力容器具有主冷却管道，对压力容器进行常规的冷却。
在核反应堆发生严重事故时，反应堆堆芯会产生大量的热量，而逐渐熔化掉入压 力容器底部，此时如果熔融物碎片得不到冷却，高温熔融物将导致熔穿压力容器，通过破口 进入堆腔。造成烧蚀地基混凝土，释放出大量的不凝结气体(H2、C02、C0等)。这会给安全 壳带来两种后果1)安全壳因不凝气体持续聚集导致安全壳超压失效，放射性物质进入大 气，破坏环境；2)熔融物将安全壳底板熔穿，放射性进入地基，污染土壤和水质。因此，需要 采取相关措施来防止压力容器熔穿或缓解压力容器熔穿所造成的后果。
通常的严重事故缓解方法是通过设置在压力容器外围的主冷却管道对压力容器 表面进行喷淋冷却或者堆腔充水冷却，进而降低压力容器的温度。但是，这种方法仅仅是对 压力容器外表面进行冷却，其冷却速度和带走的热量有限，不能有效导出堆芯热量和保证 压力容器的完整性；而且，喷淋或者充水后的水吸收了热量，滞留在反应堆堆腔内，使得反 应堆堆腔的温度提高，并且，热量始终在安全壳内，无法向外界散发，造成了整个安全壳的 温度的升高，存在不少安全隐患。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题在于，针对现有严重事故缓解技术不能有效导出堆 芯热量，保证堆芯、压力容器和安全壳完整性的缺陷，提供一种在核电站严重事故下可有效 的对反应堆堆芯冷却、堆腔充水和安全壳热量导出的系统。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是提供一种堆芯冷却、堆腔充水 及安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在所述安全壳内的反应堆堆腔、以及安装在所 述反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器；还包括设置在所述安全壳内的堆芯冷却系 统、以及导出所述安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统；
所述堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱、连接在所述非能动堆芯冷 却与堆腔充水箱与所述主冷却管道之间带有堆芯注水阀门的堆芯注水管道、以及连接在所 述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱与所述反应堆堆腔之间带有堆腔充水阀门的堆腔充水管 道；
所述安全壳热量导出与喷淋系统包括设置在所述安全壳下部的换料水箱、通过管 道与所述换料水箱连通的热量导出与喷淋泵、热量导出与喷淋热交换器、冷却系统、以及设有喷淋阀门并对所述安全壳内进行喷淋的喷淋管道；
所述热量导出与喷淋热交换器包括与所述换料水箱和喷淋管道连通的第一换热 管路、以及与所述冷却系统连接接入冷媒的第二换热管路；所述第一换热管路与第二换热 管路进行热交换。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述冷却系统 还包括中间水冷系统和最终热阱系统；
所述中间水冷系统包括设置在所述第二换热管道上的中间水泵、以及与所述第二 换热管道连接的中间水冷热交换器；
所述最终热阱系统包括冷源、连接所述冷源和中间水冷热交换器的第三换热管 道、以及在所述第三换热管道上设置的冷源泵；所述第二换热管道与所述第三换热管道在 所述中间水冷热交换器进行热交换冷却。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述堆芯冷却 系统还包括为所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱的补水并带有充水阀门的充水管道；所述 充水管道的进水口连接在所述喷淋管道上。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 的进水口上还连接有消防水充水管道，并且在所述消防水充水管道上设有消防水充水阀 门。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 与所述换料水箱之间连接有管道，所述管道上设有阀门。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述充水管道 与所述堆芯注水管道和堆腔充水管道连通。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述喷淋管道 至少包括一段设置在所述安全壳内的喷淋管。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述换料水 箱设置在所述安全壳的压力容器底部。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述非能动堆 芯冷却与堆腔充水箱的底部高于所述压力容器的主冷却管道的高度。
在本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统中，所述非能动堆 芯冷却与堆腔充水箱设有用于检测其水位的充水箱水位检测仪；所述堆腔内设有用于检测 其水位的堆腔水位检测仪。
实施本实用新型具有以下有益效果在核电站发生严重事故时，能够利用堆内冷 却系统往堆芯和堆腔注入冷却水，并通过安全壳热量导出和喷淋系统将安全壳内的热量及 时导出，从而可以确保压力容器的安全性，并确保安全壳内的压力不超过设计值，维持安全 壳的完整性。
下面将结合附图及实施例对本实用新型作进一步说明，附图中
图1是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统的结构示意图；
图2是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水的示意
5图；
图3是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆腔充水的示意 图；
图4是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水、堆腔充 水及非能动堆芯冷却与堆腔充水箱充水的示意图；
图5是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统消防水充水的示意 图；
图6是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统喷淋示意图；
图7是本实用新型堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统堆芯注水、堆腔充 水、及喷淋同时进行的示意图。
具体实施方式
如图1至图7所示，是本实用新型的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统的 一个实施例，包括安全壳10、设置在安全壳10内的反应堆堆腔20、以及安装在反应堆堆腔 20内的压力容器30。该压力容器30设有主冷却管道31，用于接入冷却剂，对压力容器30 内部进行冷却。
该堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出系统还包括堆芯冷却系统以及安全壳热 量导出与喷淋系统，可以实现对反应堆堆腔20内部的压力容器30进行冷却，并将热量从反 应堆堆腔20导出避免反应堆堆腔内的温度过高而导致压力容器损坏。
该堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41、堆芯注水管道42、堆腔充 水管道43以及充水管道44等。该非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41用于在发生严重时故 事提供冷却水，其数量可以为一个或多个。在本实施例中，该非能动堆芯冷却与堆腔充水箱 41安装在安全壳10内，底部高度高于压力容器30的主冷却管道31，从而在重力和连通原 理的作用下，无须动力即为堆内提供冷却水。
该堆芯注水管道42的一端连接在非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的底部，另一 端连接在主冷却管道31上；并且在堆芯注水管道42上设置堆芯注水阀门421，来控制堆芯 注水管路的开闭。该堆芯注水阀门421可以选用自动爆破阀，当然，也可以选用其他的自动 或手动阀门。
该堆腔充水管道43的一端连接在非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的底部，另一 端则穿过进入反应堆堆腔20内；并且在堆腔充水管道43上设置堆腔充水阀门431，来控制 堆腔充水管路的开闭。
而充水管道44的一端连接在非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的底部，另一端则 穿出安全壳10接入补充水，为非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41补水，并且可以直接为堆芯 和堆腔充水。在充水管道44上设置有充水阀门441，来控制充水管道44的开闭。该充水管 道44的进水段可以连接到喷淋管道54 ；也可以通过消防水充水管道45来连接到消防水系 统，并且在消防水充水管道45上设置消防水充水阀门451。
如图所示，本实施例的堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44可以共用 部分管线，通过控制阀门的开闭来选择对应的管道连通(详后述)，从而起到简化结构的作 用。可以理解的，堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44是互不相干的独立管
6道。而且，堆芯注水管道42、堆腔充水管道43和充水管道44的数量可以根据实际需要进行 增减。
该安全壳热量导出与喷淋系统包括换料水箱51、热量导出与喷淋泵52、热量导出 与喷淋热交换器53、冷却系统、以及喷淋管道54等，将安全壳10内的热量导出安全壳10， 避免安全壳10内热量的积聚导致的压力增大。图中仅示意性的给出了一个热量导出与喷 淋泵52、热量导出与喷淋热交换器53、冷却系统、以及喷淋管道54等；可以理解的，其数量 可以根据需要进行增减。
该换料水箱51设置在安全壳10内，位于压力容器30底部的标高以下，为安全壳 热量导出与喷淋系统提供喷淋水。
该热量导出与喷淋热交换器53包括进行热交换的第一换热管路和第二换热管 路。第一换热管路连通换料水箱51和喷淋管道54，并且热量导出与喷淋泵52安装在第一 换热管路与换料水箱51连接的管路上，提供动力，将换料水箱51的水送到第一换热管路换 热后，再进入到喷淋管道54在安全壳10内进行喷淋。该喷淋管道54至少包括一段设置在 安全壳10内的喷淋管542，对安全壳10内进行喷淋冷却；并且在喷淋管道54上设置喷淋 阀门541，以控制喷淋管道54的开闭。
该第二换热管路与冷却系统连接，接入冷媒，与第一换热管路进行热交换，冷却流 经第一换热管路的水。
该冷却系统包括中间水冷系统和最终热阱系统。其中，该中间水冷系统包括中间 水泵55和中间水冷热交换器56 ；该最终热阱系统包括冷源57、中间水冷热交换器56的第 三换热管道以及冷源泵58。该第三换热管路与第二换热管路在中间水冷热交换器56内进 行热交换，并且中间水泵55设置在第二换热管道上，提供循环动力。该第三换热管路与冷 源57连接成回路，并且冷源泵58在第三换热管路与冷源57之间的连接管道上设置，提供 循环动力。该冷源57可以为核电系统的热阱或其他的冷源。
进一步的，在充水管道44与换料水箱51之间连接有换料水箱冷却管道59，该换料 水箱冷却管道59上设有换料水箱冷却阀门591。在核电站正常运行时，当换料水箱51的温 度超过设计值时，打开换料水箱冷却阀门591 (441,451和541阀门是关闭的)，打开换料水 箱冷却阀门591，启动安全壳热量导出与喷淋泵52、中间水泵55和冷源泵58对换料水箱进 行冷却。
在核电站发生严重事故时，如核电站失去电源或者反应堆堆型因各种原因失去冷 却时，利用现有核电站的安全阀、专用快速卸压阀，使得主冷却管道31所在的主回路卸压。 然后，打开堆芯注水阀门421，非能堆芯冷却与堆腔动充水箱41的水经过堆芯注水管道42 注入主冷却管道31，对堆芯进行冷却，如图2所示。
由于其它的原因，当堆芯注入的冷却剂不能完全导出堆芯热量并且使反应堆堆芯 的出口温度大于设定值时，在保持堆芯注水的同时打开堆腔充水阀门431，非能动堆芯冷却 与堆腔充水箱41的水经过堆腔充水管道43注入反应堆堆腔20，对反应堆堆腔20内的压力 容器30进行冷却，如图3所示。
非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的充水箱水位监测仪检测到堆芯注水阀门421 打开或者非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41的水位低或排空，堆腔水位监测仪监测堆腔的 水位较低时，或者堆芯出口温度超过设计值时，关闭喷淋阀门541，打开充水阀门441，打开
7堆芯注水阀门421和堆腔充水阀门431 (如果是关闭状态)，启动热量导出与喷淋泵52，由 热量导出与喷淋泵52将换料水箱51的水向非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41、堆芯、堆腔同 时充水，如图4所示。
或者，当热量导出与喷淋泵52失效或者停用时，打开消防水充水阀门451，同时打 开堆芯注水阀门421、堆腔充水阀门431、充水阀门441，关闭喷淋阀门541，由消防水系统提 供消防水，向非能动堆芯冷却与堆腔充水箱41、堆芯、堆腔同时充水，如图5所示。
当需要将安全壳10内的热量导出时(如事故发生后的一定时间后或者安全壳10 内的温度达到设定温度时)，关闭充水阀门441和消防水充水阀门451 (如果是打开状态)， 打开喷淋阀门541，同时启动中间水泵55、冷源泵58水、热量导出与喷淋泵52 ；此时，热量 导出与喷淋泵52将换料水箱51的水送入到热量导出与喷淋热交换器53，经热交换器冷却 后，经过喷淋管道54喷洒在安全壳10内，对安全壳10内进行冷却，并返回到换料水箱51 中；同时第二换热管路的水经中间水泵55送入到中间水冷热交换器56，带走热量导出与喷 淋热交换器53中的热量；第三换热管路的冷源泵58将冷源57的冷却剂送入中间水冷热交 换器56并将中间水冷热交换器56的热量传输到最终热阱，并进行冷却循环，如图6所示； 这样就可以将堆芯和安全壳10的热量导出，从而降低堆芯和安全壳10内的温度，避免堆芯 燃料损坏和安全壳10内压力超过设计值。
当需要同时对堆芯、堆腔进行冷却和将安全壳10的热量导出时，同时打开堆芯注 水阀门421、堆腔充水阀门431、充水阀门441 (关闭消防水充水阀门451)、启动安全壳热量 导出与喷淋系统，此时，热量导出与喷淋泵52将来自换料水箱51的水同时输送到堆芯注水 管道42、堆腔充水管道43以及喷淋管道54，如图7所示，实现同时对堆芯、堆腔进行冷却， 并将安全壳10的热量导出。
可以理解的，上述所有阀门的开闭、泵的启停可以通过控制系统进行控制，或者通 过手动控制。
本实用新型以非能动的方式向堆芯和堆腔注入冷却水，导出和带走堆内外的热 量，堆腔充水开始以后，压力容器30始终淹没在冷却水中，确保在设计基准事故和严重事 故状态下堆芯燃料元件和压力容器30的完整性；
同时，安全壳10内换料水箱51能够吸收如失水事故和主蒸汽管道在安全壳10 内断裂事故时，来自主冷却管道31和主蒸汽管道等的高温流体，确保在设计基准事故情况 下，安全壳10的压力不超过设计值；安全壳热量导出与喷淋系统通过中间水冷泵、中间水 冷热交换器56和冷源57导出从堆芯、堆腔和安全壳10空间进入换料水箱51内的热量，维 持注入堆芯和堆腔的冷却水温度在一个合适的范围，使安全壳10压力不超过设计值，维持 安全壳10的完整性，大大提高了核电站的经济性、可靠性和安全性。
权利要求
一种堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在所述安全壳内的反应堆堆腔、以及安装在所述反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器；其特征在于，还包括设置在所述安全壳内的堆芯冷却系统、以及导出所述安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统；所述堆芯冷却系统包括非能动堆芯冷却与堆腔充水箱、连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱与所述主冷却管道之间带有堆芯注水阀门的堆芯注水管道、以及连接在所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱和所述反应堆堆腔之间带有堆腔充水阀门的堆腔充水管道；所述安全壳热量导出与喷淋系统包括设置在所述安全壳下部的换料水箱、通过管道与所述换料水箱连通的热量导出与喷淋泵、热量导出与喷淋热交换器、冷却系统、以及设有喷淋阀门并对所述安全壳内进行喷淋的喷淋管道；所述热量导出与喷淋热交换器包括与所述换料水箱和喷淋管道连通的第一换热管路、以及与所述冷却系统连接接入冷媒的第二换热管路；所述第一换热管路与第二换热管路进行热交换。
2.根据权利要求
1所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述冷却系统还包括中间水冷系统和最终热阱系统；所述中间水冷系统包括设置在所述第二换热管道上的中间水泵、以及与所述第二换热 管道连接的中间水冷热交换器；所述最终热阱系统包括冷源、连接所述冷源和中间水冷热交换器的第三换热管道、以 及在所述第三换热管道上设置的冷源泵；所述第二换热管道与所述第三换热管道在所述中 间水冷热交换器进行热交换冷却。
3.根据权利要求
1所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述堆芯冷却系统还包括为所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱的补水并带有充水阀门的 充水管道；所述充水管道的进水口连接在所述喷淋管道上。
4.根据权利要求
3所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述充水管道的进水口上还连接有消防水充水管道，并且在所述消防水充水管道上设有消 防水充水阀门。
5.根据权利要求
4所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述充水管道与所述换料水箱之间连接有管道，所述管道上设有阀门。
6.根据权利要求
4所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其特征在于， 所述充水管道与所述堆芯注水管道和堆腔充水管道连通。
7.根据权利要求
1-6任一项所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其 特征在于，所述喷淋管道至少包括一段设置在所述安全壳内的喷淋管。
8.根据权利要求
1-6任一项所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其 特征在于，所述换料水箱设置在所述安全壳的压力容器底部。
9.根据权利要求
1-6任一项所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其 特征在于，所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱的底部高于所述压力容器的主冷却管道的高 度。
10.根据权利要求
1-6任一项所述的堆芯冷却、堆腔充水及安全壳热量导出的系统，其 特征在于，所述非能动堆芯冷却与堆腔充水箱设有用于检测其水位的充水箱水位检测仪；所述堆腔内设有用于检测其水位的堆腔水位检测仪。
专利摘要
本实用新型涉及一种堆芯冷却、堆腔充水和安全壳热量导出的系统，包括安全壳、设置在安全壳内的反应堆堆腔、安装在反应堆堆腔内连接有主冷却管道的压力容器、设置在安全壳内的堆内冷却系统、以及导出安全壳内的热量的安全壳热量导出与喷淋系统。在核电站发生事故时，能够利用该系统对反应堆堆芯和堆腔进行先堆内后堆外双向冷却，并通过安全壳热量导出和喷淋系统将来自堆芯和安全壳内空间的热量及时导出，从而可以确堆芯燃料和保压力容器的完整性性，并确保安全壳内的压力不超过设计值。
文档编号G21C15/18GKCN201689688SQ201020215975
公开日2010年12月29日 申请日期2010年6月4日
发明者林继铭, 肖岷, 骆邦其 申请人:中科华核电技术研究院有限公司;中国广东核电集团有限公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan