[发明专利]一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法

说明书

本发明公开了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。

技术领域

本发明属于核反应堆安全设计技术领域，具体涉及一种非能动和能动堆腔注水冷却系统及方法。

背景技术

严重事故下由于堆芯得不到足够冷却，燃料发生熔化。当堆芯的熔融物跌落到压力容器下封头形成熔融池后熔融物产生大量的机械热负荷，对下封头的完整性产生威胁。三代核电技术采用了先进的严重事故缓解措施，其中包括防止压力容器完整性丧失的下封头熔融物堆内滞留(IVR)技术。如西屋公司的AP600和AP1000、韩国的APR1400以及中国的“华龙一号”等都采用了堆腔注水措施。非能动电厂AP600和AP1000的堆腔注水措施是通过非能动重力注水使反应堆压力容器浸于水中，利用堆腔内的自然循环流动带走压力容器下封头的热量。

为降低经济成本以及对能动电源的依赖性，堆腔注水措施设计上可采用非能动+能动的方式。同时，对于大空间安全壳隔间的核电厂，在短时间内完全淹没安全壳隔间所需注水流量巨大。因此，有必要设计一种针对大空间安全壳隔间设计特点的非能动+能动的反应堆堆腔注水措施实现IVR的目的，保证压力容器下封头的完整性，防止熔融物在安全壳中的释放。

发明内容

为了进一步降低堆腔注水冷却措施对能动电源的依赖性，本发明提供了一种非能动和能动堆腔注水冷却系统。本发明在核反应堆发生严重事故工况下迅速淹没压力容器下封头带走热量，保证其完整性，避免发生熔融物在安全壳中释放的后果，提高安全性。

本发明通过下述技术方案实现：

一种非能动和能动堆腔注水冷却系统，包括由内向外依次设置于压力容器下封头外侧的保温层、堆腔隔间混凝土墙和安全壳混凝土墙；

所述压力容器下封头与所述保温层之间形成保温层流道；

所述保温层外侧、堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙底面之间形成堆腔隔间；

所述堆腔隔间混凝土墙与所述安全壳混凝土墙侧面之间形成外侧隔间；

所述堆腔隔间混凝土墙上部与所述安全壳混凝土墙顶面之间形成安全壳隔间；

所述保温层流道的出口标高高于所述堆腔隔间混凝土墙的标高。

优选的，本发明的装置还包括设置在所述安全壳混凝土墙内侧的高位水箱；

所述高位水箱底部标高高于所述保温层流道的出口。

优选的，本发明的高位水箱顶部设置有连接通道，以使高位水箱内的压力与所述安全壳隔间的压力平衡；

所述高位水箱底部通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通。

优选的，本发明的连接通道设置有过滤网，防止杂质进入高位水箱内。

优选的，本发明在靠近所述高位水箱出口的注水管上设置第一隔离阀；

在位于所述外侧隔间内的注水管上设置第二隔离阀。

优选的，本发明的装置还包括设置于所述安全壳混凝土墙外侧的外水箱和注水泵；

所述外水箱通过注水管与所述堆腔隔间内的所述保温层流道连通；