[发明专利]一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法

说明书

本发明公开了一种反应堆堆腔注水冷却系统及其操作方法，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，还包括外部注水系统和低位注水系统；外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。本发明采用过冷水能动注入反应堆堆腔注水系统的操作方法，过冷水源的使用提升压力容器外部沸腾传热的极限带热能力，从而在事故缓解的关键阶段提供成功缓解的可能性。

技术领域

本发明涉及一种冷却系统，具体涉及一种应用于核电站事故情况下，进行事故应对及缓解的堆腔注水冷却系统及其操作方法。

背景技术

福岛核事故之后，国际社会对核电厂严重事故的关注显著增强。该事故后，堆芯由于等不到充分冷却而发生裸露和熔化，形成的堆芯熔融物可能熔穿压力容器下封头从而进入安全壳内。熔融物进入安全壳后导致安全壳升温升压，并与混凝土发生化学反应，最终可能导致安全壳失效，从而发生放射性物质大量释放。

因此，在第三代核电技术中，熔融物的冷却与收集措施成为国际消除大量放射性释放的关键策略。虽然目前都采用熔融物压力容器内滞留策略，单外部冷却的具体实施方案却各有差异。目前国际上大多采用了基于自然循环的堆腔注水冷却系统设计。严重事故后通过向安全壳注水淹没堆腔，进入堆腔后的水推开压力容器外保温层流道的入口浮塞，经保温层内流道冷却压力容器外壁。保温层流道内的水作为上升段与外部回水流道中的下降段形成自然循环的流动。

然而，对于自然循环的外部冷却方式，由于冷却水是循环使用，进入保温层入口的水已接近饱和。目前的压力容器外部传热临界热流密度(CHF)试验已表明，冷却水的过冷度对压力容器外表面CHF影响非常显著，冷却水的过冷度越大，其极限带热能力越强。因此饱和水的最大带热能力即临界热流密度明显受到限制，尤其是当反应堆功率达到1000MWE以上时，采用饱和水实施外部冷却的安全裕量可能有限。

基于此研究并开发设计一种反应堆堆腔注水冷却系统及其采用过冷水能动注入反应堆堆腔的操作方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是：对压力容器外部冷却采用自然循环的冷却方式，进入保温层入口的水已接近饱和，则其外部冷却的安全裕量有限，本发明目的在于提供一种反应堆堆腔注水冷却系统及其采用过冷水能动注入反应堆堆腔的操作方法，首先采用能动水源能动注入、后期采用低位注水箱的水循环注入堆腔的注水系统，为压力容器外壁提供过冷水注入和冷却，从而较大程度上提高了外部带热能力，保证了熔融物压力容器内滞留成功的可能性，解决了现有采用自然循环的冷却水外部冷却方式，其外部冷却的安全裕量有限等技术问题。

本发明通过下述技术方案实现：

一种反应堆堆腔注水冷却系统，包括设置在反应堆安全壳内的反应堆堆腔，设置在反应堆堆腔内的压力容器，设置在反应堆堆腔与压力容器之间并包围压力容器的保温层，其特征在于，还包括外部注水系统和低位注水系统；

外部注水系统包括外部水源、与所述外部水源连接的外部注水管、在所述外部注水管上设置注水泵，注水泵的出口与保温层的底部入口连接；

低位注水系统包括设置在安全壳底部的低位注水箱，与所述低位注水箱的底部连接的低位注水管，低位注水管与注水泵的入口连接。

本技术方案区别于现有其它堆型的堆腔注水系统。现有其它堆型的主流设计方案为自然循环方式，其工作方式为通过自然循环方式向安全壳内注水淹没堆腔，进入堆腔后的水推开压力容器外保温层流道的入口浮塞，经保温层内流道冷却压力容器外壁。保温层流道内的水在上升段与外部回水流道中的下降段形成自然循环的流动。该方式通过维持安全壳内的水位来保持持久的自然循环流量，但是冷却水的循环使用，进入保温层入口的水接近饱和，则饱和水对外部冷却的安全裕量有限。