专利名称:一种反应堆重力补水系统的制作方法
技术领域：
本实用新型涉及核电站领域，更具体地说，涉及一种可用于核电站中的反应堆重力补水系统。
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。
在压水堆核电站中，通常包括压力容器、以及与压力容器连接的冷管段和热管段。为了保证事故工况下的安全性，压水堆核电站通常备有应急堆芯补水箱补水系统。在现有的电站中，应急堆芯补水箱中的硼化水，一般通过冷管段管线或者与压力容器下降室相连接的直接注入管线，注入到对反应堆一回路，提供冷却剂的补给和硼化功能。然而，在核电站发生事故，如在冷管段发生破口时，含硼的补给水通过压力容器下降段和破口处直接流失，不能给堆芯提供有效的冷却剂，存在造成堆芯熔融的风险。
实用新型内容
本实用新型要解决的技术问题在于，提供一种可在发生破口事故时，可直接对压力容器注水，由反应堆堆芯活性区上部流进堆芯，对燃料棒进行直接冷却的反应堆重力补水系统。
本实用新型解决其技术问题所采用的技术方案是构造一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；
所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述出口注射管线上设有常闭隔离阀。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述出口注射管线上还设有止回阀。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述压力平衡管线上设有常开隔离阀。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述压力平衡管线外围包裹有保温层。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述重力补水箱位于高于所述冷管段和所述压力容器的上封头标高的位置。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述压力平衡管线连接在所述重力补水箱的顶部。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述出口注射管线连接在所述重力补水箱的底部。
在本实用新型的反应堆重力补水系统中，所述重力补水箱内的冷却剂为冷的硼化水。
实施本实用新型具有以下有益效果可以在发生破口事故时，重力补水箱通过出口注射管线直接向压力容器注入冷却剂，由压力容器上部流进堆芯，对燃料棒等进行直接冷却，保证了事故状态下反应堆堆芯的完整性和安全性。
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是本实用新型反应堆重力补水系统的一个实施例的结构示意图。
具体实施方式
如图1所示，是本实用新型的反应堆重力补水系统的一个实施例，可用于压水堆核电站中。
该反应堆重力补水系统包括压力容器11、冷管段12、热管段13、重力补水箱14、压力平衡管线15、出口注射管线16等。该压力容器11设有下降室，下降室设有直接注入管线，在事故状态下，可通过直接注入管线向压力容器11内注入冷却剂，对压力容器11内的燃料棒等进行冷却。
该冷管段12和热管段13分别与压力容器11连接，形成反应堆一回路，在非事故工况下，冷却剂通过冷管段12，流入压力容器11，对反应堆堆芯进行冷却，热交换后的冷却剂通过热管段13流出，并与二回路发生热交换，从而将反应堆内的热量带出。
如图所示，该重力补水箱14设置的位置高于压力容器11的位置，从而可以利用重力将重力补水箱14内的冷却剂注入到压力容器11中。在本实施例中，重力补水箱14的位置高于压力容器11的上封头的标高位置，当然，重力补水箱14的位置可以根据需要进行调整安装。
在该重力补水箱14内填充有硼化水，在事故工况下，为反应堆一回路进冷却剂补给和硼化功。该重力补水箱14可以设置在核电站的反应堆安全壳内，并且重力补水箱14的外围不需要设置保温层，从而使得重力补水箱14内的硼化水的温度始终与安全壳内的大气温度一致。可以理解的，重力补水箱14内填充的冷却剂还可以为其他各种冷却剂。
该压力平衡管线15连接在冷管段12和重力补水箱14上部之间，如图所示，该压力平衡管线15连接在压力容器11的顶部(当然，可以根据需要设置在压力容器11的上部任意位置)，并且在压力平衡管线15上设有常开隔离阀17，从而保持与反应堆一回路压力平衡，可以防止注射开始时发生水锤，提高系统的稳定性。
进一步的，该压力平衡管线15还包裹有保温层，以保证管线内为热水；由于重力补水箱14和出口注射管线16不设置保温，因此充满冷的含硼水。
该出口注射管线16连接在重力补水箱14的下部，并与压力容器11的直接注入管线连接，在本实施例中，该出口注射管线16连接在重力补水箱14的底部(当然，也可以设置在重力补水箱14下部的任意位置)，以便于重力补水箱14内的冷却剂更好的排出。
该出口注射管线16上设置有常闭隔尚阀18,在核电站正常工作时，出口注射管线16关闭。当系统需要启动时，该常闭隔离阀18打开，由于重力补水箱14和出口注射管线16中的冷水和压力平衡管线15中热水的密度差而产生的重力压头驱动，重力补水箱14中的含硼水，进入压力容器11上部空间内，对反应堆一回路进行冷却剂的补给和硼化，对压力容器11内的燃料棒等进行直接冷却，避免产生堆芯的熔融的风险，提高了核电站的运行安全性、可靠性。
进一步的，为了避免回流，在出口注射管线16上还可以设有止回阀19，从而避免冷却剂的回流。
以上所述仅为本实用新型的实施例，并非因此限制本实用新型的专利范围，凡是利用本实用新型说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域：
，均同理包括在本实用新型的专利保护范围内。
权利要求
1.一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；其特征在于，所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。
2.根据权利要求
1所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述出口注射管线上设有常闭隔离阀。
3.根据权利要求
2所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述出口注射管线上还设有止回阀。
4.根据权利要求
1所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述压力平衡管线上设有常开隔离阀。
5.根据权利要求
4所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述压力平衡管线外围包裹有保温层。
6.根据权利要求
1-5任一项所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述重力补水
7.根据权利要求
6所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述压力平衡管线连接在所述重力补水箱的顶部。
8.根据权利要求
6所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述出口注射管线连接在所述重力补水箱的底部。
9.根据权利要求
6所述的反应堆重力补水系统，其特征在于，所述重力补水箱内的冷却剂为冷的硼化水。
专利摘要
本实用新型涉及一种反应堆重力补水系统，包括压力容器、以及与所述压力容器连接的冷管段和热管段；所述反应堆重力补水系统还包括在高于所述压力容器的位置处设置填充有冷却剂的重力补水箱、连接在所述冷管段与所述重力补水箱上部之间的压力平衡管线、以及连接在所述重力补水箱下部与所述压力容器之间直接为所述压力容器注水的出口注射管线。可以在发生破口事故时，重力补水箱通过出口注射管线直接向压力容器上部注入冷却剂，由压力容器上部流进压力容器内，对压力容器内的燃料棒进行直接冷却，保证事故状态下反应堆堆芯的完整性和安全性。
文档编号G21C15/18GKCN202855319SQ201220461047
公开日2013年4月3日 申请日期2012年9月11日
发明者曹建华, 冷金珍, 卢向晖, 蒋晓华 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