[发明专利]核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法

说明书

技术领域

本发明涉及一种核电厂最终热阱冷却系统，尤其涉及一种核电厂非能动最终热阱系统及方法。

背景技术

核反应堆的一个特点是在停堆后仍需要对堆芯进行冷却，因为核燃料有自衰变余热，虽然比人控裂变产生的热量小的多，但是如果长时间得不到冷却，也会使得堆芯达到上千度的温度，导致核燃料棒融化，然后是烧穿外层保护的钢壳、混凝土结构等，造成核泄漏。而在反应堆停堆的情况下，余热冷却系统的泵所需的电力就需要从外部输入。一般情况会准备多路外电网输入，同时每台机组一般有2台应急柴油发电机供电，而且同一电厂内的其他机组的应急柴油发电机也可以互相备用。

日本福岛在强烈的地震后，第一核电厂的外电网全部瘫痪了，自身的应急柴油发电机在运行一小时后，也因为海啸的袭击而全部丧失，这就导致失去所有外部电源供应，堆芯失去强迫冷却手段。反思福岛核电站事故，安全壳冷却系统需要电源支持和脆弱的应急电源是最终导致堆芯融化的两大原因。

国际上对安全壳内降温的方式一般采用新一代核电站AP1000的安全理念使用了被动安全的概念。例如在停堆散热的问题上，在反应堆顶部就建有一个数千吨的水箱了。一旦发生像福岛这样备用电源全部丧失的极端事故，仍可让安全壳顶部的水箱内的水淋洒在钢制安全壳表面进行降温。但是，这种降温方式对于第二代核电站的建设来说其耗能多、建造水箱和钢制安全壳耗费的钢材量巨大，制作难度较高。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，提供一种简化建造过程、节省建设投资、稳定性高及冷却效果好的核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种核电厂非能动最终热阱冷却系统，包括用于提供冷却水的换料水箱、安全壳、依次连接在所述换料水箱和安全壳之间的冷却水换热装置和非能动冷却装置；

所述安全壳内设置有通过将冷却水注入所述安全壳内而对所述安全壳进行冷却的安注管线，所述安全壳内顶部设置有通过将冷却水喷淋至所述安全壳内而对所述安全壳进行冷却的喷淋装置，所述安全壳的底部设置有用于汇集所述安全壳内的水的地坑；

所述非能动冷却装置包括冷却器、位于所述冷却器的上方并通过气导管和液导管连接所述冷却器的冷凝器、以及利用势能对所述冷凝器进行冷却的高位水箱，所述冷却器、气导管、冷凝器和液导管之间相互连通形成一供闭路循环水流通的循环回路；

所述换料水箱和所述地坑分别通过第一管道和第二管道连接所述冷却水换热装置的进口端，所述冷却水换热装置的出口端通过第三管道连接所述冷却器的进口端，所述喷淋装置和安注管线分别通过第四管道和第五管道连接所述冷却器的出口端，且所述第四管道和第五管道上分别设置有第一水泵和第二水泵。

优选地，所述第一管道至第五管道上分别设有控制阀，所述第一管道和第二管道上还分别设有单向阀。

优选地，所述换料水箱和所述冷却器的出口端之间还连接有第六管道，所述换料水箱、第一管道、冷却水换热装置、第三管道、冷却器和第六管道之间相互连通形成一换料水箱冷却水循环回路；所述第六管道上设有控制阀。

优选地，所述冷却水换热装置的进口端位置还设有通过第一管道和/或第二管道泵取所述换料水箱中的冷却水和/或地坑中的水的第三水泵。

优选地，所述冷凝器包括盘管，所述盘管一端通过所述气导管连接至所述冷却器上端，所述盘管另一端通过所述液导管连接至所述冷却器的下端；且所述气导管通过所述冷却器与所述液导管连通；

所述冷却水换热装置包括至少一个换热器；所述第一管道和第二管道的一端分别连接所述换料水箱和地坑，所述第一管道和第二管道的另一端均连接所述换热器的进口端；所述第三管道一端连接所述换热器的出口端，另一端连接所述冷却器的进口端。

优选地，所述换热器连接有用于接通冷源的进水管和出水管；所述冷源通过所述进水管进入所述换热器，与通过所述换热器的进口端进入所述换热器中的水进行热交换后，通过所述出水管流出所述换热器。

优选地，所述高位水箱和所述冷却器之间设有第七管道，所述第七管道一端连接所述高位水箱，另一端延伸至所述冷凝器上方；所述第七管道上设有控制阀。

优选地，所述第四管道和第五管道之间还设有将所述第四管道和第五管道连通的第八管道；所述第八管道一端于所述第一水泵和安全壳之间连接在所述第四管道上，所述第八管道另一端于所述第二水泵与安全壳之间连接在所述第五管道上。

优选地，所述换料水箱内设置有探测所述换料水箱内水位的液位浮球、和/或探测所述换料水箱内的温度变化的温度探测器。