[发明专利]核反应堆外壳内的压力控制装置

说明书

本发明涉及核反应堆外壳内的压力控制装置。

图6是表示原有核反应堆外壳的主要结构的纵断面图。

在核反应堆外壳1内包括堆芯2在内的核反应堆压力容器3由支架4进行支承。并且，在核反应堆外壳1内设有：

下部干井5，它由支架4包围；

上部干井6，它对该反应堆压力容器3进行包围；以及

压力控制室9，它设置在上部干井6的下方，由隔板层7进行分隔，其内部具有压力控制池8。

上部干井6和下部干井5利用连通口10进行连通，两个干井5、6和压力控制室9利用延伸到压力控制池8的水中的通气管11进行连通。在核反应堆外壳1内设置了许多台作为压力控制装置的干井冷却装置12，正常运转时干井冷却装置把干井5、6内的气体冷却到规定状态并加以保持。

该干井冷却装置12具有干井冷却单元15和鼓风机16。干井冷却单元15由外壳14以及其中的冷却旋管13构成。在冷却旋管13的内部管道中通入冷却水，上下部干井5、6内的气体被引入该外壳14内。具体的方法是，利用鼓风机16来使外壳14的内压降低，因此而产生的外壳14内外的压力差将生成气流。进入到外壳14内的气体通过冷却旋管13的管外而被冷却。被冷却后的气体通过风管17和风挡18而进入到向上下部干井5、6内各处形成循环送风。

并且，构成这样一种冷却系统，即压力控制池8的冷却水通过残余热除去系统线路19的残余热除去泵20抽取出来，在残余热除去热交换器21内进行热交换，将热除去后从喷射头22中向外散布，进行喷射冷却。这种冷却系统用于高压时的核反应堆外壳冷却。

在这样构成的原有核反应堆外壳1中，万一发生了由于某种原因而使冷却材料从反应堆压力容器3的内部流出的这种现象(lossof coolant accident；以下简称LOCA)，那么，在上下部干井5、6内将放出大量的高温蒸气和水的混合物。但是，该混合物通过通气管11被引入到压力控制室9内的压力控制池8的冷却水中，于是在上述冷却系统的作用下能抑制核反应堆外壳1的内压上升。

但是，若发生上述冷却系统长时间工作这样的紧急事态，则由于核反应堆外壳1的蓄水而使非冷凝性气体滞留的气相部受到压缩，相反可能导致核反应堆外壳1内的压力上升。

因此，可以采用这样一种方法，即把上述干井冷却装置12仅作为压力控制装置使用，对上下部干井5、6内的气体进行高效率的冷却，把这样去除的热量放出到反应堆压力容器3的外部。

也就是说，该方法是：通过向干井冷却装置12的冷却旋管13内通水，使内部装有该冷却旋管13的外壳14内的蒸气进行冷凝。并且把核反应堆外壳1内的蒸气引入到外壳14内，使核反应堆外壳1内的蒸气压力降低。

但是，向干井冷却装置12的鼓风机16内供应电力的电源30被连接到一种仅在反应堆正常运转时才工作而在紧急情况下能自动停止的系统内。所以，初期封入到核反应堆外壳1内的氮气和随温度、压力的上升而产生的氢气等非冷凝性气体，随着时间的增加在外壳14内滞留的量逐渐增多。并且由于在外壳14内储存非冷凝性气体，所以，干井冷却装置12的除热性能随时间的增加而降低，核反应堆外壳1内的蒸气压力的上升有可能无法控制。

本发明正是为了解决上述问题而提出的，其目的在于提供一种紧急时利用干井冷却单元能降低核反应堆外壳内的蒸气压力的核反应堆外壳内的压力控制装置。

为达到上述目的，本发明采取以下技术方案：

一种核反应堆外壳内压力控制装置，其特征在于设有：

反应堆压力容器，用于在内部安放堆芯燃料；

核反应堆外壳，用于在内部安放上述反应堆压力容器，同时形成干井空间；

干井冷却装置，用于通过对上述干井空间内的流体进行冷却来控制上述干井内的压力；

流体循环装置，用于把上述干井空间内的流体引入到上述干井冷却装置内；以及

非冷凝性流体排出装置，用于排出上述干井冷却装置内的非冷凝性流体。

所述的核反应堆外壳内的压力控制装置，其特征在于：上述非冷凝性流体排出装置包含有鼓风机。

所述的核反应堆外壳内的压力控制装置，其特征在于：上述非冷凝性流体排出装置在上述流体循环装置停机时仍能运转。

所述的核反应堆外壳内的压力控制装置，其特征在于：上述流体循环装置由正常运转时供给的电力进行驱动；上述非冷凝性流体排出装置由紧急时供给的电力进行驱动。

所述的核反应堆外壳内的压力控制装置，其特征在于：上述非冷凝性流体排出装置包含有能对上述干井冷却装置的内部和外部进行连通的开关板。