[发明专利]大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统

权利要求书

1.一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，包括屏蔽厂房、水箱、冷却水分配盘、喷淋水管和空气导流板，在钢混凝土组合结构的屏蔽厂房的顶部设有烟窗，在屏蔽厂房的上方、烟窗的周围设置水箱；在屏蔽厂房内的安全壳的顶部上方设有冷却水分配盘，在屏蔽厂房的顶部内侧设有喷淋水管，喷淋水管的进水口端与水箱底部连接、喷淋水管的出水口端延伸至冷却水分配盘上方；在屏蔽厂房的外壁上部开设贯通的空气入口，在屏蔽厂房与安全壳之间设置空气导流板，其空气导流板的上端与屏蔽厂房顶部内侧连接，其特征在于：屏蔽厂房的顶部采用双层结构，在圆筒状钢混凝土组合结构的上端形成双层的钢混凝土组合结构顶部，同时在顶部形成圆筒状的钢制混凝土空气流道，双层的钢制混凝土顶部构成水箱。

2.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为半椭球形、外壳为半球形，内壳的半椭球形和外壳的半球形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

3.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为半椭球形、外壳为圆筒形，内壳的半椭球形和外壳的圆筒形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

4.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的双层的钢混凝土组合结构顶部包括内壳、外壳，内壳为圆锥形、外壳为圆筒形，内壳的圆锥形和外壳的圆筒形中心部位形成开口作为空气流道，内壳、外壳和空气流道形成的腔体为水箱。

5.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述屏蔽厂房顶部的钢混凝土组合结构的钢构架采用拱梁网状布置。

6.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的烟窗，其设置于屏蔽厂房的钢制混凝土空气流道上，并且高出屏蔽厂房的顶部0～12m。

7.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的空气导流板，其下部设有向外倾斜20°～60°的外沿。

8.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的空气导流板，其与安全壳的内侧间距和与屏蔽厂房的外侧间距之比的范围为0.15～1∶1。

9.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的空气导流板，其下端延伸至设备闸门与人员闸门的下部，并且在与设备闸门与人员闸门对应的位置上开设通道，下端距地面1m～4m。

10.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的空气入口，其轴线从屏蔽厂房的外侧向上倾斜50°～80°。

11.如权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却系统，其特征在于：所述的空气入口，其沿屏蔽厂房的圆周方向开设2～5排，直径为7～20cm，中心间距为12～24cm。