专利名称:具有炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统的制作方法
技术领域：
本发明一般涉及用于高压轻水反应堆的紧急炉心冷却系统(ECCS)，用来将从高压安注泵或安注箱提供的紧急炉心冷却水注入到反应堆容器的下行水道中，并且更具体地说涉及用于阻止紧急炉心冷却水直接旁通排出现象的下行水道注入延伸管道技术，其中紧急炉心冷却水在大破口失水事故(LBLOCA)的情况中由下行水道的强横向流引导，然后从反应堆中排出。
背景技术：
高压轻水反应堆即使在已经在充分考虑了安全边际的情况下设计出的情况下会碰到不期望有的安全问题。如果在出现其中大量冷却水泄漏的安全问题时没有提供足够的 紧急炉心冷却水，则炉心会过热，从而导致对反应器造成损坏。为了在冷却水泄漏时使炉心冷却，高压轻水反应堆配备有高压安注泵和安注箱，从而在外面将紧急炉心冷却水排出。紧急炉心冷却水供应源根据注入喷嘴端部的位置分成两种类型。在这两种类型之中，一种为冷段注入型，其中注入喷嘴位于冷段处，并且另一个为直接容器注入型，其中注入喷嘴位于反应堆容器处。
冷段注入型的含义是，紧急炉心冷却水通过注入管线提供给反应堆系统，所述注入管线连接在与用来从反应器冷却水循环系统的循环泵将冷却水提供给反应器容器的管道对应的冷段上，但是存在这样的缺点，即在紧急炉心冷却水提供给破裂的冷段时，紧急炉心冷却水从破裂的冷段完全泄漏出，因此不能期望获得反应堆炉心冷却效果。因此，直接容器注入型当前经设计为包括直接容器注入(DVI)喷嘴，用来将紧急炉心冷却水提供给反应堆容器，并且将紧急炉心冷却水直接提供给在反应堆容器和炉心支撑筒之间的下行水道。
但是，直接容器注入型存在这样的问题，即紧急炉心冷却水直接旁通现象增加，其中在冷段破裂时，紧急炉心冷却水通过下行水道的强横向流朝着破裂冷段引导，并且从反应堆容器中排出。如图IA至ID所示，用于防止出现紧急炉心冷却水直接旁通现象的常规技术如此设计，从而注入延伸管道110或110’安装在图IA的下行水道140的炉心筒100的外表面上或者安装在图IB的炉心筒100中的挡板区域上，并且注入延伸管道110或110’使用管子130与横跨下行水道140的DVI喷嘴120连接。另外，该常规技术如此设计，从而注入延伸管道210安装在图IC的炉心筒200的外表面上，并且注入延伸管道210使用突出喷嘴230和230’与横跨下行水道240的DVI喷嘴220连接。
如分别在图IA和IB中所示的美国专利No. 5377242 (James D. Carlton等人)和5135708 (James D. Carlton等人)中所披露的一样，使用管子130将DVI喷嘴120与在下行水道140中的注入延伸管道110或110’连接的常规方法，由于在下行管道140中的间隙狭窄，所以在连接部分的安装中出现困难。在反应堆容器装配有炉心筒时，在凸出部分之间出现干涉。另外，根据该现有技术，在大冷段150破裂时，能够将紧急炉心冷却水有效喷射到下行水道140的下部或炉心入口。但是，在DVI管线自身破裂时，喷射延伸管道110或110’的出口由于虹吸管效应而用作断流的入口，并且在反应堆容器中的冷却水水位根据注入延伸管道110或110’的长度而下降，从而炉心包覆温度异常增高。这导致出现不符合安全规则的问题。
如图IC中所示一样，与上述技术类似的另一种常规技术用来使用管子直接连接DVI喷嘴220和在下行水道240中的注入延伸管道210，并且将突出喷嘴230和230’设置成彼此相对并且形成细微的间隙(韩国专利申请文献No. 10-2000-0074521)。但是，该常规技术也存在这样的问题，其中在反应堆容器与炉心筒200装配在一起时，在朝着下行水道240突出的喷嘴230和230’之间出现干涉，因此使得组装困难，并且因此用来对安装在反应堆容器的下部处的中子检测舱进行周期性抽出检查的孔与突出喷嘴重叠，从而工作无法进行。另外，在DVI管线破裂时，在注入延伸管道210的上连接喷嘴之间的间隙变窄，因此造成入口 -出口倒置现象，其中位于注入延伸管道210的最下面位置处的注入延伸管道210的最下侧出口将作为入口，尽管断流吸入量并不多。因此，存在这样的问题，即在反应堆容器中的冷却水水位明显下降至注入延伸管道210的的最下侧出口，之后注入延伸管道210的的最下侧出口将作为入口。
还有一种更简单的技术，其中DVI喷嘴的出口使用弯管320以直角垂直设置(韩国专利申请文献No. 10-2003-0064634)。但是，由于由弯管320占据的空间与在下行水道330中的间隙类似，所以反应堆容器300不能与炉心筒310装配在一起。通过进行紧急炉心冷却水旁通试验，发现这种简单的垂直注入其热液压作用很小，因为紧急炉心冷却水的直接旁通速度非常高(NED Vol. 225, “Effect of the yaw injection angle on theECCbypass in comparison with the horizontal injection，，，T. S. Kwon 等人，2003)。
根据上述常规技术，用于紧急炉心冷却水的DVI管线破裂，因此注入延伸管道的最下面出口用作断流的入口。在该情况中，在反应堆容器中的冷却水水位逐渐下降从而到达与注入延伸管道的最下面出口相等或更低的位置，该位置位于注入延伸管道的最下面位置处。在冷却水的水位下降时，反应堆炉心暴露出。这在冷却反应堆炉心时具有致命结果。
如上所述，传统的常规技术问题大多数归因于这样一种连接机构，其中DVI喷嘴和注入延伸管道在下行水道中相互连接。因此，为了改善在反应堆容器和炉心筒之间的可装配性、避免在操作期间在检查工作区域内的结构之间的干涉、防止出现在DVI管线破裂时出现的注入延伸管道的入口-出口倒置现象并且避免在中子监测舱的抽出入口和注入延伸管道或突出喷嘴之间的干涉，需要构思出一种具有新结构的注入延伸管道。
一种紧急炉心冷却水直接容器注入系统符合下面的设计要求，其中将紧急炉心冷却水直接注入到在高压轻水反应堆中的反应堆容器的下行水道中。
首先，通过防止发生大破口失水事故(LBLOCA)的现象，在该现象中紧急炉心冷却水通过由出现在下行水道中的高速蒸汽横向流而旁通排出，紧急炉心冷却水直接容器注入系统将能够通过下行水道的下部向炉心入口提供大量的紧急炉心冷却水。
第二，因为注入延伸管道的最下面位置的紧急炉心冷却水出口用作断流的入口以便能够在直接容器注入系统的管子破裂时应用，所以不应该出现在反应堆容器中的冷却水水位明显降低的现象。
第三，虽然安装在下行水道中的注入延伸管道，但横向流阻力不应该过分增大，并且由该横向流引起的振动不应该过分增大。
第四，注入延伸管道和直接容器注入喷嘴的连接器在将反应堆容器与在下行水道中的炉心筒组装在一起时造成妨碍，或者与中子监测舱的抽样孔干涉。由此，可以进行实际应用，并且能够保证该设计，并且可以在反应堆的运转期间进行连续检查。
发明内容
因此，本发明是鉴于在现有技术中出现的上述问题而作出的。本发明涉及提供一种用于高压轻水反应堆的具有注入延伸管道的紧急炉心冷却系统，其中在通过阻止其中在冷段破裂时紧急炉心冷却水由于在下行水道中的高速蒸汽横向流而旁通排出的现象并且防止出现注入延伸管道的入口-出口倒置现象，从而能够在大破口失水事故(LBLOCA)或直接容器注入系统管路破裂事故中使用注入延伸管道，由此不会妨碍反应堆装配工作以及中子监测舱的周期性检查工作，同时降低了横向流阻力。
根据本发明的一个方面，提供了一种具有炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统，用来将从用于高压轻水反应堆的高压安注泵或安注箱提供的紧急炉心冷却水直接注入到反应堆容器下行水道中，并且其中炉心筒注入延伸管道阻止了紧急炉心冷却水直接旁通排出现象，在该现象中紧急炉心冷却水在大破口失水事故(LBLOCA)的情况下受到下行水道的强横向流控制，并且由此从反应堆中排出。
根据本发明，能够防止出现在现有技术中出现的反应堆组装干涉问题和在直接容器注入系统的任一个管路破裂时出现的入口 -出口倒置现象。因此，实现了具有新结构的下行水道的紧急炉心冷却水注入延伸管道构思，它能够防止冷却水水位在反应堆容器中过分下降。
在本发明中，在直接容器注入喷嘴和注入延伸管道之间没有采用管路或突出喷嘴进行机械连接的情况下，彼此相对的紧急炉心冷却水入口和出口设计成在下行水道中呈开放态。如图2所示，虽然直接容器注入喷嘴没有通过管子与注入延伸管道机械连接，但是用来从直接容器注入喷嘴注入紧急炉心冷却水的紧急炉心冷却水进水口形成在注入延伸管道上，该进水口位于直接容器注入喷嘴的轴线上，并且紧急炉心冷却水射流按照液压连接方式流入到注入延伸管道中。
在通过直接容器注入喷嘴将从高压安注泵或安注箱提供的紧急炉心冷却水注入到反应堆容器下行水道中时形成的射流速度较高，并且虽然直接容器注入喷嘴采用单独连接管或单独突出喷嘴与注入延伸管道机械连接，但是通过注入的紧急炉心冷却水的动量形成能够流过在直接容器注入喷嘴和注入延伸管道之间的下行水道的射流。因此，直接容器注入喷嘴与注入延伸管道液压连接。另外，紧急炉心冷却水仍然无法流入到注入延伸管道中时，部分紧急炉心冷却水将向下流入到下行水道中，然后存储在反应堆容器的下行水道中，并且有助于反应堆炉心的冷却。
因此，在正常运转状态中，其中没有注入紧急炉心冷却水，直接容器注入喷嘴和注入延伸管道对下行水道开放，并且只是在注入紧急炉心冷却水时通过水射流连接。由于在下行水道中的这种连接结构，所以能够避免在反应堆容器与炉心筒组装在一起时出现的干涉。另外，能够基本上防止在安装在反应堆容器的下行水道上并且受到周期性抽样检查的中子监测舱的抽样孔和注入延伸管道之间的干涉。
在具有如图3所示的炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统中，紧急炉心冷却水即使在其中直接容器注入系统管道自身破裂的事故情况中也不会形成水射流，因此自动地断开在直接容器注入喷嘴和注入延伸管道之间的液压连接。因此，只有在液压断开的下行水道中的冷却水通过直接容器注入喷嘴从反应堆容器中排出。
因此，在现有技术中，其中直接容器注入喷嘴和注入延伸管道通过管道和喷嘴机械连接，从反应堆容器排出的冷却水入口位于注入延伸管道的最下面位置处。但是，在本发明中，冷却水的出口限定于直接容器注入喷嘴，并且因此与现有技术相比入口的高度随着注入延伸管道的长度而进一步增加。其中入口高度进一步增加的结构具有这样的结构优点，其中它非常有助于防止冷却水的水位在反应堆容器中过分下降。
另外，在具有如图5所示的炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统中，常规注入延伸管道的侧面如在公知的四边形界面注入延伸管道中一样倾斜，从而降低了下行水道的横向流阻力。在相对于冷段射流的横向流阻力降低时，流动振动干扰元件的尺寸减小。
因此，本发明提供了一种用于高压轻水反应堆的具有注入延伸管道的紧急炉心冷却系统，其中注入延伸管道能够用在LBLOCA和直接容器注入管线破裂的情况中。根据本发明，具有炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统防止出现这样的现象即紧急炉心冷却水在LBLOCA的情况下直接旁通排出，并且因此使得更多的紧急炉心冷却水帮助炉心冷却。另外，在直接容器注入管线破裂的情况中，具有炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统具有防止冷却水的水位由于在注入延伸管道的出口的最下面位置处的入口-出口倒置现象而在下行水道中下降。
另外，因为本发明的注入延伸管道具有倾斜的侧面，该管道具有如现有技术中的四边形横截面，所以降低了下行水道的横向流阻力。由于去除了在安装在反应堆容器中的直接容器注入喷嘴和安装在下行水道侧炉心筒上的注入延伸管道之间的连接结构，从而提供了这样一种紧急炉心冷却水直接容器注入系统的注入延伸管道技术，它防止了在反应堆容器和炉心筒之间的干涉以及用于中子监测舱的抽样干涉，从而能够充分满足反应堆的安全和安全规则要求。
从下面的详细说明书中结合附图将更加清楚了解本发明的上面和其它目的、特征和其它优点，其中
图IA至ID为示意性概略图，显示出传统的紧急炉心冷却系统；
图2为概略图，显示出根据本发明在大破口失水事故(LBLOCA)的情况中注入延伸管道的紧急炉心冷却水的注入和直接旁通阻断；
图3为概略图，显示出根据本发明在直接容器注入管线的破裂事故情况中在反应堆容器中用于断流的入口的位置；
图4A和4B为顶部平面图和纵向剖视图，显示出根据本发明第一实施方案的具有炉心筒注入延伸管道的紧急炉心冷却系统；
图5A和5B为详视图，显示出根据本发明第一实施方案的注入延伸管道的结构；并且
图6为示意性剖视图，显示出根据本发明第一实施方案的具有紧急炉心冷却水注入延伸管道的高压轻水反应堆的纵向剖面结构。
具体实施方式
现在将更详细参照本发明的示例性实施方案，其实施例显示在附图中。只要可能，在这些附图和说明书中将使用相同的附图标记来表示相同或相似的部分。这里将避免对会妨碍理解本发明的主题的已知功能和结构进行详细说明。
如图4A所示，具有炉心筒12的注入延伸管道26的紧急炉心冷却系统采用了将紧急炉心冷却水直接注入到反应堆容器10的下行水道16中的系统。这里，高压轻水反应堆通常包括外部反应堆容器10和其直径小于反应堆容器10的直径并且安装在反应堆容器10的中央处的炉心筒12。另外，其中装有核燃料棒的炉心14位于炉心筒12中。由于在炉心筒12和反应堆容器10之间的直径差而具有环形间隙空间的下行水道16形成在炉心筒12 和反应堆容器10之间。反应堆容器10包括多个冷段20，它们用作在正常操作中进入到反应堆冷却水循环通道中的入口，并且还包括多个热段22，它们用作让在顺序流经冷段20、下行水道16和炉心14的期间受到加热的冷却水流入蒸汽发生器的出口。在本发明的实施方案中，如图4A和4B所示，安装有四个冷段20和两个热段22。
如图4A和6所示，根据本发明的高压轻水反应堆的紧急炉心冷却系统包括安装在构成核反应堆的反应堆容器10的上部上的多个直接容器注入(DVI)喷嘴24和安装在炉心筒12的外表面上以便面对着DVI喷嘴24同时下行水道16位于它们之间的用于紧急炉心冷却水的多条注入延伸管道26。
每条注入延伸管道26包括在其外表面中的紧急炉心冷却水进水口 28，其中紧急炉心冷却水进水口 28穿过注入延伸管道26的外表面，从而采用与DVI喷嘴24的轴线相交的点作为其中心点，并且其直径大约为DVI喷嘴的内径Ddvi的两倍。根据本发明的这个结构，在DVI喷嘴24和注入延伸管道26 (尤其是紧急炉心冷却水进水口)之间没有安装任何连接结构。换句话说，DVI喷嘴24与注入延伸管道26完全机械分开。
这样，采用根据本发明具有炉心筒12和注入延伸管道26的紧急炉心冷却系统，在高压轻水反应堆在没有从DVI喷嘴24提供紧急炉心冷却水的情况下正常工作时，DVI喷嘴24从热液压方面与注入延伸管道26分开，并且在结构方面在DVI喷嘴24和注入延伸管道26之间的下行水道16中没有存在任何连接结构。因此，在组装反应堆容器10和炉心筒12时并且在抽出中子监测舱时不会出现任何干涉。
但是，如果冷段20完全破裂，则，通过DVI喷嘴24注入的紧急炉心冷却水的水喷射速度在安注箱注入紧急炉心冷却水的情况下大约为22m/秒，并且在高压安注泵注入紧急炉心冷却水的情况下大约为I. 6m/秒。具有这种水喷射速度的紧急炉心冷却水的水平惯性力足以让紧急炉心冷却水从DVI喷嘴24穿过下行水道16流入到注入延伸管道26面对着DVI喷嘴24的紧急炉心冷却水进水口 28中。因此，只有在注入紧急炉心冷却水期间形成的水射流使得DVI喷嘴24按照热液压方式与注入延伸管道26连接。注入到注入延伸管道26中的紧急炉心冷却水能够在紧急炉心冷却水的重力和流动动量作用下流入到下行水道16的下部中。通过注入延伸管道的壁防止了在大破口失水事故(LBLOCA)情况下流入到在注入延伸管道26中的下行水道16的下部的紧急炉心冷却水在下行水道16中出现高速横向流。另外，虽然不是所有紧急炉心冷却水流入到注入延伸管道26中，即虽然部分紧急炉心冷却水向下流到下行水道16，但是没有流入到注入延伸管道26中的紧急炉心冷却水收集在反应堆容器10的下行水道16中，并且因此帮助冷却反应堆炉心。[0040]在与DVI喷嘴24连接的管路破裂的情况下，无法将紧急炉心冷却水注入到破裂的DVI喷嘴24中。因此，无法形成紧急炉心冷却水的水射流。但是，由于DVI喷嘴24没有按照热液压的方式与注入延伸管道26分开，所以只有在DVI喷嘴24周围的下行水道16的冷却水将导致形成断流。
换句话说，在尽管出现其中DVI管线自身破裂的事故DVI喷嘴24仍然与注入延伸管道26连接时，注入延伸管道26的最下面出口由于虹吸管效应而用作断流的入口，从而在反应堆容器10中的冷却水水位由于注入延伸管道26的长度而明显降低。因此，在DVI喷嘴24面对着注入延伸管道26的位置处，即于此处冷却水的水位在没有出现其中注入延伸管道26的最下面出口用作入口的现象的情况下由于注入延伸管道26的长度而升高，断流将泄露出去。
因此，在本发明中的反应堆容器10的冷却水的水位可以按照这样的方式保持，从而下行水道的冷却水的水位比在其中如在现有技术中使用管子使DVI喷嘴24与注入延伸管道26机械连接的结构中高得多。因此，由于在下行水道和炉心之间的水位差而导致的从下行水道流向炉心的冷却水量增大，从而反应堆炉心更有效地受到冷却。·
如图4A所示，本发明的紧急炉心冷却系统在平面上按照这样的方式设计，从而在DVI喷嘴24和冷段20之间的角度α小于在DVI喷嘴24和热段22之间的角度。还有如在图4Β中所示，本发明的紧急炉心冷却系统在平面上按照这样的方式设计，从而在DVI喷嘴24和热段22之间的角度β小于在DVI喷嘴24和冷段20之间的角度。
在本发明中，在连接着DVI喷嘴24和注入延伸管道26的轴向线和冷段20之间的角度和在连接着DVI喷嘴24和注入延伸管道26的轴向线和热段22之间的角度优选分别小于在DVI喷嘴24和冷段20之间的角度α和在DVI喷嘴24和热段22之间的角度β。下面将结合这样的情况对本发明的实施方案进行说明，其中在冷段20和热段22之间的角度为60°。在图4Α的角度α和图4Β的角度β之间的区域为沿着垂直方向(沿着向上和向下方向)在反应堆容器外面运动的炉心外监测器的运动通道。因此，考虑到注入延伸管道26的宽度和在注入延伸管道26和相邻的热段22之间的距离，最大角度α优选小于15°，并且最大角度β优选小于35°。
下面将参照图5Α对本发明的注入延伸管道26的结构进行更详细说明。注入延伸管道26的最下面出口打开，并且注入延伸管道26的最高盖帽关闭，并且该盖帽包括至少一个通气孔30，从而在核反应堆注入水时可以将气体排出。注入延伸管道26包括紧急炉心冷却水进水口 28，其直径大约为面对着注入延伸管道26的DVI喷嘴24的内径的两倍，并且位于DVI喷嘴24的轴向线上。
如图6所示，考虑到在其中DVI喷嘴24的射流具有较小的扩散和流动速度的情况下由于重力带来的射流偏差，紧急炉心冷却水进水口 28的直径Dduct大约为DVI喷嘴24的内径Ddvi的两倍。由此，紧急炉心冷却水很容易导入到注入延伸管道26中。
从图5Α中可以看出，注入延伸管道26在其相对侧上具有沿着横向方向倾斜大约45°的侧面32，因此与其侧面以90°的夹角形成的现有注入延伸管道相比，它能够降低下行水道16的横向流阻力。
从炉心筒12朝着反应堆容器10突出的注入延伸管道26优选具有大约为图6的下行水道16的径向间隙宽度的3/25至7/25的径向距离(h)。原因在于，在径向距离(h)必须小于反应堆容器10的上对准键部分的最小内径Rkey和图4A的热段22的内径Rm的情况中，在组装反应堆容器10和炉心筒12时或者在抽出中子监测舱时不会出现任何干涉。
因此，对于本发明的注入延伸管道26的横截面形状而言，向下行水道16突出的注入延伸管道26的外表面的曲率半径等于炉心筒12的半径R和注入延伸管道26的径向距离h的总和，并且注入延伸管道26的相对侧面与等腰梯形的非平行侧边类似。
如图5B所示，本发明的注入延伸管道26具有通过将两个圆周平行面沿着炉心筒12的圆周方向的尺寸平均值乘以径向距离而限定的垂直横截面面积，并且优选等于或大于DVI喷嘴24的有效横截面面积。这里，考虑到所有上述条件，包括注入延伸管道26的径向距离h限制为下行水道16的径向间隙宽度的大约3/25至7/25的条件，对着注入延伸管道26沿着炉心筒12的圆周方向的较长圆周面的中心角Φ大约在最小20°至最大35°的范围内。
安装在炉心筒12上的注入延伸管道26的长度从面对着反应堆容器10的DVI喷嘴24的紧急炉心冷却水进水口 28开始，然后沿着炉心筒12的外表面延伸至在冷段20和热段22的位置下方的下行水道16的下部。
另外，注入延伸管道26的出口的最下面位置(图6的长度B)在从冷段20的中央轴线到下行水道16的下部的范围内。考虑到周围冷却水在LBLOCA的情况下由形成在下行水道16中的强进入断流而被排出，所以注入延伸管道26的出口的最下面位置必须位于下行水道16的下部处，这低于冷段20的位置，并且优选在为冷段内径Da两倍至四倍的范围内从冷段20的中央轴线朝着下行水道16的下部延伸，由此能够防止紧急炉心冷却水直接芳通。
虽然已经处于例举说明的目的对本发明的示例性实施方案进行了说明，但是本领域普通技术人员要理解的是，在不脱离在所附权利要求
中所披露的本发明精神和范围的情况下可以作出各种变型、增加和替换。
权利要求
1.一种紧急炉心冷却系统，它具有至少一个炉心筒注入延伸管道，该系统包括 直接容器注入喷嘴，用来朝着设计在反应堆容器中的炉心筒注入紧急炉心冷却水射流，在反应堆容器上安装有具有冷段和热段的冷却系统；以及 注入延伸管道，多个注入延伸管道安装在炉心筒的外表面上从而面对着直接容器注入喷嘴， 其中，注入延伸管道形成于炉心筒的外表面上的多个部分区域， 其中每个注入延伸管道在其外表面中包括紧急炉心冷却水进水口，从而从直接容器注入喷嘴注入的射流流进各个注入延伸管道，并且紧急炉心冷却水进水口通过注入延伸管道的外表面，该进水口以注入延伸管道的外表面与各个直接容器注入喷嘴的轴线相交的点作为其中心点，并且，其中每个注入延伸管道包括相对于炉心筒的表面以大约45°的角度倾斜的侧面。
2.如权利要求
I所述的紧急炉心冷却系统，其中所述紧急炉心冷却水进水口的直径大约为直接容器注入喷嘴的内径的两倍。
3.如权利要求
I所述的紧急炉心冷却系统，其中每个注入延伸管道在其最下面部分处打开，并且在其最高部分处封闭。
4.如权利要求
3所述的紧急炉心冷却系统，其中每个注入延伸管道包括至少一个通气孔，从而在核反应堆注入冷却水时可以将气体排出。
5.如权利要求
I所述的紧急炉心冷却系统，其中每个注入延伸管道在预定距离内从炉心筒朝着反应堆容器突出，该距离小于反应堆容器的上对准键部分的最小内径并且小于反应堆容器的每个热段的内径。
6.如权利要求
I所述的紧急炉心冷却系统，其中每个注入延伸管道在预定距离内从炉心筒朝着反应堆容器突出，该距离大约为下行水道的径向间隙宽度的3/25至7/25，所述径向间隙为形成在反应堆容器和炉心筒之间的环形空间。
7.如权利要求
I所述的紧急炉心冷却系统，其中安装在炉心筒上的每个注入延伸管道具有这样的长度，它从面对着反应堆容器的每个直接容器注入喷嘴的紧急炉心冷却水进水口开始，并且沿着炉心筒的外表面延伸至在每个冷段和每个热段的位置下方的下行水道的下部。
8.如权利要求
7所述的紧急炉心冷却系统，其中每个注入延伸管道具有出口，其位置是在每个冷段的中央轴线的下方，并且， 其中注入延伸管道的出口与冷段的中央轴线之间的距离是在每个冷段的内径的两倍至四倍的范围。
专利摘要
本发明的紧急炉心冷却系统将从用于高压轻水反应堆的高压安注泵或安注箱提供的紧急炉心冷却水直接注入到反应堆容器下行水道中。从彼此相对的每个直接容器注入喷嘴和安装在炉心筒的外表面上的每个注入延伸管道之间将管连接器完全去除。用来从每个直接容器注入喷嘴注入水的紧急炉心冷却水进水口形成在每个注入延伸管道面对着每个直接容器注入喷嘴的轴线的表面上。由此，按照液压连接的方式采用其中紧急炉心冷却水射流流进注入延伸管道中的结构。
文档编号G21C15/18GKCN101540212 B发布类型授权 专利申请号CN 200810111386
公开日2013年2月20日 申请日期2008年5月29日
发明者权泰纯, 宋哲和, 白源弼 申请人:韩国原子力研究院, 韩国水力原子力株式会社导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan专利引用 (4),