CN112071451A - 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳*** - Google Patents

一种压水堆多功能双层混凝土安全壳*** Download PDF

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Abstract

本发明提供一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，基于当前核电厂广泛存在的双层混凝土安全壳，合理利用双层安全壳的环形空间，设置环形水池，该水池内水体兼顾了安全壳内、外多种水体的功能，如抑压水池(SP)水体、堆芯换料水池(IRWST)水体、堆腔注水***(CIS)水体、安注***水箱水体以及安全壳非能动热量导出***(PCS)水体，从而使得当前核电厂安全壳***得到大幅简化，安全壳内的IRWST、CIS、安注水箱以及壳外的PCS水箱均可以取消，进而安全壳体积可以进一步缩小，这将大幅降低了安全壳造价，提高核电厂的经济性。

Description

一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***
技术领域
本发明涉及一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，属于核电领域。
背景技术
安全壳是核电厂最后一道安全屏障，也是最重要的安全屏障。核电厂事故情况下大量高温高压蒸汽进入安全壳，造成安全壳内迅速升温升压，若超过安全壳所能承受的温度与压力限值，安全壳的完整性将遭到破坏，届时反应堆内放射物质将不可控的释放到外部环境，对公众和环境带来危害。为了保证安全壳的完整性，在新一代压水堆核电站的设计中，通常采用双层混凝土安全壳设计，如具有中国自主知识产权的核电厂-华龙一号。双层安全壳使得核电厂安全性得到了提高，但安全壳的造价也提高了很多，牺牲了核电的经济性。
压水堆核电厂通常装有喷淋***和安全壳非能动热量导出***，喷淋***通过喷淋液滴将事故发生后壳内蒸汽冷凝，进而降低壳内温压，防止安全壳发生超压破损。安全壳非能动热量导出***通过在壳内设置换热器，将壳内高温高压蒸汽的能量传输到壳外。然而，喷淋***通常需要能动部件(泵)，方能启动，若发生失去电源的情况则无法启动。安全壳非能动热量导出***，换热能力与其自然循环流量有关，其自然循环的建立需要一定时间，在自然循环建立前，壳内仍处于快速升温升压状态，即该***对壳内压力变化的响应较慢。此外，安全壳非能动热量导出***的冷却能力受到其冷却水箱容积的影响，根据核电厂安全壳非能动热量导出***设计要求，其冷却能力应满足不低于72小时，也就是说72小时后该***最终会因为冷却水箱内水蒸干而失去其作用。再有，如华龙一号等核电站的安全壳非能动热量导出***水箱位于安全壳顶部，水箱建造难度较大，水箱会对安全壳带来载荷，增加了安全壳结构设计的投入，且水箱标高较高对安全壳的抗震设计不利。
有学者对压水堆核电厂的概念设计中，提出过在钢制安全壳外侧与混凝土屏蔽层之间的环形空间加水，利用环形空间水的蒸发带走壳内热量。但该种设计只适用于钢制安全壳，需要借助钢制安全壳导热性好的特点。由于混凝土导热性差，故不适用于双层混凝土安全壳。此外，其环形空间内水体仅作为吸收壳内能量的冷源，功能比较单一。并且环形空间水体体积有限，随着水体蒸发水量减少，环形空间水体对壳内的冷却能力逐步减弱，难以实现长时间的安全壳冷却，最终在无外界干预(如环形空间补水)的情况下，随着环形空间水量的减少，壳内压力将逐步升高。
沸水堆核电厂通过非能动抑压***吸收壳内能量，抑压***利用蒸汽与水直接接触冷凝的原理吸收蒸汽能量，具备压力响应速度快的特点。然而，若将其应用于压水堆，则需要在壳内增设抑压水池，这不仅占用壳内紧凑的空间与有限的总体资源(增加一个***，增加与之相配套定期试验与在役检查等)，且将增加额外***设计和电厂造价，并不适用于压水反应堆。此外，该***同样在一定时间后，由于其内部水达到饱和而无法在继续吸收壳内蒸汽的能量。
发明内容
本发明的目的是为了提供一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***。
本发明的目的是这样实现的：包括双层安全壳、设置在双层安全壳内的反应堆，在双层安全壳形成的环形空间内设置有环形水池，环形水池底部的位置高于反应堆的堆芯上端面，在环形水池中设置有至少一组抑压管路，抑压管路的端部穿过双层安全壳的内层壳伸入至安全壳大空间内，当抑压管路为两组及以上时，对称位于环形空间内。
本发明还包括这样一些结构特征：
1.反应堆发生破口事故，高温高压蒸汽进入安全壳大空间，壳内压力迅速升高，安全壳大空间与环形水池气空间之间的压差增加，在压差的作用下，安全壳大空间内的蒸汽和不凝结气体混合气将通过抑压管路进入环形水池，蒸汽被水池内过冷水吸收，不凝结气体则存储到环形水池气空间，安全壳内压力的升高得到抑制。
2.环形水池内设置有水池冷却换热器，换热器的进出口均穿过双层安全壳的外壳与大气相通，空气从下部进口进入换热器，在换热器传热管内吸收环形水池的热量，而后从上部出口排出，在换热器内外空气密度差的驱动下，无需外部动力，空气不断的将水池的热量传递给外部环境，使水池始终保持过冷状态。
3.环形水池通过堆芯安注管路与反应堆相连、通过堆腔注水管路与堆腔相连，水池高度高于堆芯与堆腔，无需外部动力，仅依靠水体重力，可以实现安注***或堆腔注水***的功能。
4.环形水池内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，通过管路将反应堆一回路或二回路的热量导入水池中，实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：1.兼顾多种***功能，使安全壳体积可以大幅减少，核电厂经济性得到提高；2.实现安全壳冷却无时限且非能动，核电厂安全性大大提高；3.快速抑制壳内压力的升高；4.借助本就存在的双层安全壳环形空间，加入少量水体，对安全壳结构影响小，改造花费少；5.环形空间水体兼做屏蔽层，起到屏蔽放射性的作用。6.环形水箱标高较低，安全壳整体重心低，对安全壳的抗震设计有利。
附图说明
图1为本发明抑压式双层安全壳***示意图。
附图1中1为堆芯，2为环形水池，3为抑压管路，4为水池冷却换热器，5为内层安全壳，6为外层安全壳，7为堆芯安注管路，8为堆腔注水管路，9为非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，10为安全壳大空间，11为环形水池气空间，12为堆腔。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
如图1所示，双层安全壳中间具有较大的环形空间，选取位于安全壳下部，但略高于堆芯的一段环形空间改造成环形水池2，借助抑压管路3连接安全壳大空间10与环形水池2。若反应堆生破口事故，大量高温高压蒸汽进入安全壳大空间10，壳内压力迅速升高，安全壳大空间10与环形水池气空间11之间的压差增加，在压差的作用下，安全壳大空间内的蒸汽和不凝结气体混合气将通过抑压管路3进入环形水池2，蒸汽被水池内过冷水吸收，不凝结气体则存储到环形水池气空间，安全壳内压力的升高将得到快速、有效的抑制。
环形水池2内设置有水池冷却换热器4，换热器内部管路与大气连通，空气从下部进口进入换热器，在换热器传热管内吸收环形水池的热量，而后从上部出口排出，在换热器内外空气密度差的驱动下，空气不断的将水池的热量传递给外部环境，使得水池始终保持过冷状态，从而实现安全壳冷却无时限且非能动，核电厂安全壳性大大提高。
环形水池2分别通过堆芯安注管路7与反应堆1相连，通过堆腔注水管路8与堆腔12相连，环形水池具备安注***或堆腔注水***的功能，可以为堆芯堆腔进行注水。
环形水池2内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器9，通过管路可以将反应堆一回路或二回路的热量导热水池中，进而实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。可见，环形水池除了具备抑压功能外，还兼具堆芯安注、堆腔注水、堆芯冷却/二次侧余热排出等功能，从而可以大大简化安全壳***设计，使得安全壳的容积可以进一步缩小，核电厂经济性得到提高。
针对上述现有安全壳压力控制技术，本发明要解决的技术问题是提供一种基于压水堆双层混凝土安全壳的非能动安全壳***设计。借助核电厂双层安全壳环形空间设置该***。该***的水体同时兼顾了安全壳内、外多种水体的功能，如抑压水池(SP)水体、堆芯换料水池(IRWST)水体、堆腔注水***(CIS)水体、安注***水箱水体以及安全壳非能动热量导出***(PCS)水体、堆芯/二次侧非能动热量导出***(PRS)水体。并且该***具有非能动特性，无需外加动力(泵等)，依靠压差、重力、密度差等自然力，便能实现各种功能。如，借助安全壳气空间与环形空间之间压差作用，实现水体的抑压功能；借助水体的重力，实现堆芯、堆腔的注水功能；借助密度差形成的驱动力，实现堆芯/二次侧的自然循环冷却功能。
将本发明应用于新一代压水核电厂中，可以使得当前核电厂安全壳***得到大幅简化，安全壳内的SP、IRWST、CIS、安注水箱以及壳外PCS水箱、PRS水箱均可以取消，进而安全壳***体积可以进一步缩小。并且该***位于安全壳环形空间的水体还可以兼做屏蔽层，减少堆内放射性物质外泄的可能。同时本发明可以为安全壳提供“无时限”的非能动冷却，理论上在无外界干预的情况下持续带走壳内能量，一直维持安全壳温度、压力不超过设计限值，使得人们具有充足的时间处理核电厂事故，大大满足核***部门规定的事故后核电厂至少72小时内不干预的要求。此外本发明将安全壳内热量被源源不断传递到外界环境，位于安全壳环形空间内的水体无需很多，外加水体对安全壳结构影响小，也无需对原有双层安全壳进行较大改造。本发明在提高了核电厂安全性的同时，大幅降低了安全壳造价，提高核电厂的经济性。
综上，本发明设计一种压水堆多功能双层安全壳***，基于当前核电厂广泛存在的双层混凝土安全壳，合理利用双层安全壳的环形空间，设置环形水池，该水池内水体兼顾了安全壳内、外多种水体的功能，如抑压水池(SP)水体、堆芯换料水池(IRWST)水体、堆腔注水***(CIS)水体、安注***水箱水体以及安全壳非能动热量导出***(PCS)水体，从而使得当前核电厂安全壳***得到大幅简化，安全壳内的IRWST、CIS、安注水箱以及壳外的PCS水箱均可以取消，进而安全壳体积可以进一步缩小，这将大幅降低了安全壳造价，提高核电厂的经济性。位于安全壳环形空间的水体还可以兼做屏蔽层，进一步减少堆内放射性物质外泄的可能。同时本发明可以为安全壳提供无时限的非能动冷却，在无需外界干预的情况下持续带走壳内能量，维持安全壳温度、压力不超过设计限值，大大提高了核电厂的安全性。此外本发明将安全壳内热量被源源不断传递到外界环境，位于安全壳环形空间内的水体无需很多，故无需对双层安全壳进行较大改造，且环形空间水体对安全壳结构影响较小。

Claims (9)

1.一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，包括双层安全壳、设置在双层安全壳内的反应堆，其特征在于：在双层安全壳形成的环形空间内设置有环形水池，环形水池底部的位置高于反应堆的堆芯上端面，在环形水池中设置有至少一组抑压管路，抑压管路的端部穿过双层安全壳的内层壳伸入至安全壳大空间内，当抑压管路为两组及以上时，对称位于环形空间内。
2.根据权利要求1所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：反应堆发生破口事故，高温高压蒸汽进入安全壳大空间，壳内压力迅速升高，安全壳大空间与环形水池气空间之间的压差增加，在压差的作用下，安全壳大空间内的蒸汽和不凝结气体混合气将通过抑压管路进入环形水池，蒸汽被水池内过冷水吸收，不凝结气体则存储到环形水池气空间，安全壳内压力的升高得到抑制。
3.根据权利要求1或2所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池内设置有水池冷却换热器，换热器的进出口均穿过双层安全壳的外壳与大气相通，空气从下部进口进入换热器，在换热器传热管内吸收环形水池的热量，而后从上部出口排出，在换热器内外空气密度差的驱动下，空气不断的将水池的热量传递给外部环境，使水池始终保持过冷状态。
4.根据权利要求1或2所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池通过堆芯安注管路与反应堆相连、通过堆腔注水管路与堆腔相连，实现安注***或堆腔注水***的功能。
5.根据权利要求3所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池通过堆芯安注管路与反应堆相连、通过堆腔注水管路与堆腔相连，实现安注***或堆腔注水***的功能。
6.根据权利要求1或2所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，通过管路将反应堆一回路或二回路的热量导入水池中，实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。
7.根据权利要求3所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，通过管路将反应堆一回路或二回路的热量导热水池中，实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。
8.根据权利要求4所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，通过管路将反应堆一回路或二回路的热量导热水池中，实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。
9.根据权利要求5所述的一种压水堆多功能双层混凝土安全壳***，其特征在于：环形水池内设有非能动堆芯冷却***或二次侧非能动余热排出***换热器，通过管路将反应堆一回路或二回路的热量导热水池中，实现事故后的堆芯冷却或二次侧余热排出功能。
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