CN104167230A - 非能动混凝土安全壳冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种非能动混凝土安全壳冷却系统，包括换热回路系统及冷凝水回收系统，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述冷凝水回收系统设于所述安全壳内并连通所述反应堆堆坑。事故时产生的高能蒸汽经换热回路系统导出至大气环境最终热阱，冷凝水回收系统回收在换热回路系统或/和安全壳内壁处冷凝产生的冷凝水后自动注入反应堆堆坑，实现较长时间段内的非能动反应堆堆堆坑注水，本发明不依赖于外部交流电源等动力便可实现事故下安全壳内余热的导出功能，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力。

Description

非能动混凝土安全壳冷却系统

技术领域

本发明涉及核电站反应堆安全设备领域，尤其涉及一种适用于混凝土安全壳的非能动冷却系统。

背景技术

核电的使用是人类在能源利用史上的一个重大突破，利用原子核的裂变反应，核电厂能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核燃料，这种低投入高产出的特性，使得人类日益重视对核能的利用，并不断加大在核能领域的研究开发，时至今日，核能已成为世界上许多国家的重要能源组成部分。然而，核电具有极高利用价值的同时，也可能带来很大的危害，在使用核电的过程中，如果保护不当而致使出现核泄漏等重大事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来极其严重的核污染灾害。

现役的压水堆核电站，安全壳是反应堆重要的安全设施，是防止放射性产物释放到大气环境中的最后一道屏障。在压水堆核电站中，一回路是指冷却水把核燃料放出的热能带出反应堆压力容器，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却水流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆压力容器，这样来回循环。当反应堆一回路发生大破口失水的安全事故时，反应堆压力容器内的冷却水变少，因此，反应堆压力容器的温度会迅速上升，若不及时冷却并将反应堆压力容器的热量导出，可能使安全壳的温度及压力升高，从而引致更严重的安全事故，因此，需要对安全壳设置进一步的安全保障。

现有的安全壳广泛采用混凝土结构，由于混凝土本身的导热性能很差，且壁厚较厚，因此在事故后，不可能依靠混凝土安全壳本身来将壳内的热量迅速有效地排出至大气环境中。为此，一些核电站设置了能动的冷却设施来实现安全壳内余热的排出，但这些能动系统的运行依赖外部动力，一旦发生全场断电等情况就会导致严重后果。

因此，有必要提供一种不依赖于外部动力就能实现事故下安全壳内余热快速导出的非能动冷却系统，以解决上述现有技术的不足。

发明内容

本发明的目的在于提供一种不依赖于外部动力就能实现事故下安全壳内余热快速导出的非能动混凝土安全壳冷却系统。

为实现上述目的，本发明的技术方案为：提供一种非能动混凝土安全壳冷却系统，适用于对安全壳内的热量进行导出，所述非能动混凝土安全壳冷却系统包括换热回路系统及冷凝水回收系统，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述冷凝水回收系统设于所述安全壳内并连通所述安全壳内的反应堆堆坑。

较佳地，所述冷凝水回收系统包括设于所述安全壳的内壁面上的第一冷凝水收集器，所述第一冷凝水收集器高于所述安全壳内的反应堆堆坑并连通所述反应堆堆坑。当事故发生时，反应堆一回路破口释放的高能蒸汽、反应堆堆坑内的冷却水经加热产生的高能蒸汽均释放到安全壳内，部分蒸汽在安全壳的内壁面冷凝后由第一冷凝水收集器收集，然后回流至反应堆堆坑，通过第一冷凝水收集器的收集回流措施，实现较长时间段内的非能动反应堆堆腔注水，不需借助外部的交流电源和水源即可实现安全壳内的自然循环。

较佳地，所述第一冷凝水收集器通过第一阀门连通所述反应堆堆坑。

较佳地，所述第一冷凝水收集器呈槽形结构且其一侧壁紧贴于所述安全壳的内壁面。

较佳地，所述换热回路系统包括设于所述安全壳内的内换热器，所述冷凝水回收系统还包括设于所述安全壳内的第二冷凝水收集器，所述第二冷凝水收集器位于所述内换热器的下方并高于所述安全壳内的反应堆堆坑，且所述第二冷凝水收集器连通所述反应堆堆坑。当事故发生时，反应堆一回路破口释放的高能蒸汽、反应堆堆坑内的冷却水经加热产生的高能蒸汽均释放到安全壳内，大部分蒸汽在换热回路系统的内换热器壁面凝结后由第二冷凝水收集器收集，然后流回至反应堆堆坑，通过第一、第二冷凝水收集器的收集回流措施相配合，实现较长时间段内非能动反应堆堆腔注水，不需借助外部的交流电源和水源即可实现安全壳内的自然循环。

较佳地，所述第二冷凝水收集器通过第二阀门连通所述反应堆堆坑。

较佳地，所述第二冷凝水收集器呈V型结构。

较佳地，所述换热回路系统还包括外换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述外换热器容置于所述安全壳外的冷凝水池内，所述内换热器的位置低于所述冷凝水池的位置，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。

较佳地，所述下降管道上设有第三阀门，所述第三阀门位于所述安全壳外。

较佳地，所述非能动混凝土安全壳冷却系统还包括水箱，所述水箱设置于所述安全壳的顶部，且所述水箱内被分隔成相互连通的水冷下降通道、空冷下降通道及上升通道，且所述空冷下降通道、所述上升通道分别连通大气空间，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳且一部分容置于所述上升通道内，所述换热回路系统的另一部分位于所述安全壳内。水箱的设置可实现事故初期安全壳内大量余热的快速排出。而当水箱内的水蒸发完毕后，回路传热系统的位于水箱内的部分暴露于空气中，空气被加热，然后沿着上升通道上升，形成有组织的空气自然对流，从而最终将安全壳内的热量导出至大气环境，因此即便是冷却水蒸干条件下，仍可利用空气冷却的方式对安全壳进行长期冷却。

较佳地，所述换热回路系统包括外换热器，所述外换热器容置于所述上升通道内。

较佳地，所述水箱具有底壁及与所述底壁相连接且相间隔的内壁、外壁，所述内壁、所述外壁、所述底壁共同围成一容纳空间。

较佳地，所述水箱的容纳空间内竖直地设置有相间隔的第一隔板及第二隔板，且所述第一隔板、所述第二隔板的下端与所述底壁之间均具有间隙，所述第一隔板与所述第二隔板之间形成所述上升通道，所述第一隔板与所述内壁之间形成所述水冷下降通道，所述第二隔板与所述外壁之间形成所述空冷下降通道。

较佳地，所述水箱还具有一顶板，所述内壁、所述第一隔板的上端均连接于所述顶板，所述第二隔板的上端与所述顶板之间具有设置有开口，所述上升通道通过所述开口连通大气空间。

较佳地，所述外壁与所述顶板之间具有间隙，所述空冷下降通道连通所述外壁与所述顶板之间的间隙连通大气空间。当水箱内的水蒸发完毕以后，外换热器暴露于空气中，因此上升通道内的空气被加热后沿着上升通道上升，大气环境中的空气通过空冷下降通道进入上升通道内，形成有组织的空气自然对流，从而最终依靠空气冷却将安全壳内余热排出到大气环境，即使水池蒸干条件下，也可利用空气冷却的方式对安全壳进行长期冷却。

较佳地，所述水箱被分隔成多个相互独立的水池，每一所述水池内均设置有所述水冷下降通道、所述空冷下降通道及所述上升通道，且每一所述水池对应设置一所述换热回路系统。设置多组独立的水池、换热回路系统，各组换热回路系统的工作可相互独立，即使部分失效，其它部分仍然可以有效工作，实现较高的系统可靠性。

较佳地，所述非能动混凝土安全壳冷却系统还包括设于所述安全壳内的高位水池，所述高位水池位于所述安全壳内的反应堆堆坑的上方并连通所述反应堆堆坑，所述高位水池与所述反应堆堆坑之间设有第四阀门。事故发生时，打开第四阀门，高位水池内的冷却水自动注入反应堆堆坑，进行第一阶段的大流量注水，以实现反应堆堆坑的快速注入和压力容器的淹没，从而对压力容器外部进行冷却，实现安全壳内部的非能动自然循环，不需借助任何外部的交流电源和水源即可实现安全壳内部的非能动注水。

与现有技术相比，由于本发明的非能动混凝土安全壳冷却系统，包括换热回路系统及冷凝水回收系统，换热回路系统密封地贯穿安全壳以将安全壳内的热量导出安全壳外，冷凝水回收系统设于安全壳内并连通安全壳内的反应堆堆坑。当反应堆一回路发生安全事故时，反应堆堆坑内的冷却水被加热产生的高能蒸汽及反应堆一回路破口释放的高能蒸汽均释放到安全壳的内部，高能蒸汽经换热回路系统导出至大气环境最终热阱，实现对压力容器的冷却，防止压力容器熔穿及安全壳超压，达到消除大规模放射性物质释放的目的；冷凝水回收系统回收在换热回路系统或/和安全壳内壁处冷凝产生的冷凝水后自动注入反应堆堆坑，实现较长时间段内的非能动反应堆堆堆坑注水；本发明不依赖于外部交流电源等动力便可实现事故下安全壳内余热的导出及安全壳内的非能动注水，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力。

附图说明

图1是本发明非能动混凝土安全壳冷却系统一实施例的结构示意图。

图2是图1中冷却水及冷却介质的流向示意图。

图3是本发明非能动混凝土安全壳冷却系统另一实施例的剖视图。

图4是图3中水冷模式的的放大示意图。

图5是图3中空冷模式的的放大示意图。

图6是图3中水箱内第三隔板的示意图。

具体实施方式

现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。

如图1、图3所示，本发明所提供的非能动混凝土安全壳冷却系统100，其适用于对安全壳110内的热量进行导出。其中，所述安全壳110具有一顶部111，安全壳110内设有反应堆堆坑112及容置于所述反应堆堆坑112内的压力容器113；所述安全壳111内还设有高位水池114，高位水池114位于所述反应堆堆坑112的上方，且高位水池114通过一管路连通反应堆堆坑112，高位水池114内具有冷却水；高位水池114高于反应堆堆坑112是为了保证在发生紧急事故时，高位水池114内的水能自动注入反应堆堆坑112，实现对反应堆压力容器113的快速淹没，从而对压力容器113外部进行冷却，免去使用水泵抽水，实现非能动注水，防止事故时因断电而无法注水的情况出现，提高安全性。

所述非能动混凝土安全壳冷却系统100包括冷凝水回收系统120及换热回路系统130。所述换热回路系统130密封地贯穿安全壳110以将安全壳110内的热量导出安全壳110外，所述冷凝水回收系统120设于所述安全壳110内并连通反应堆堆坑112，所述冷凝水回收系统120回收换热回路系统130或/和安全壳110的内壁产生的冷凝水并将其注入所述反应堆堆坑112。

下面结合附图所示，对本发明非能动混凝土安全壳冷却系统100的不同实施例分别进行说明。

如图1所示，所述非能动混凝土安全壳冷却系统100的第一实施例中，安全壳110外还设有冷凝水池140。其中，所述换热回路系统130包括内换热器131、上升管道132、外换热器133、下降管道134及冷却介质。内换热器131设于安全壳110内，内换热器131的位置低于设于安全壳110外的冷凝水池140的位置，外换热器133容置于冷凝水池140内，冷凝水池140中具有冷却水，外换热器133完全淹没于冷却水中；所述上升管道132密封地贯穿所述安全壳110并连通所述内换热器131的出口及外换热器133的入口，所述下降管道134密封地贯穿所述安全壳110并连通外换热器133的出口及内换热器131的入口；所述冷却介质在所述内换热器131、上升管道132、外换热器133、下降管道134形成的循环通道内流动。当事故发生时，通过冷却介质在循环通道内的循环，将反应堆堆坑112内的热量带到外换热器133并最终导出至大气环境最终热阱，不需借助任何外部的交流电源和水源。

继续参阅图1所示，所述内换热器131的入口位于下端，内换热器131的出口位于上端；所述外换热器133的入口位于上端，外换热器133的出口位于下端。事故发生时，由反应堆一回路破口释放的高能蒸汽及反应堆堆坑112内的冷却水被加热产生的高能蒸汽均释放于安全壳110内，内换热器131中的冷却介质吸收热量后，经内换热器131的出口、上升管道132进入安全壳110外的外换热器133，在外换热器133中放热冷凝，放出的热量持续加热冷凝水池140中的冷却水而将安全壳110内的热量导出至大气环境最终热阱；冷却介质在外换热器133中放热冷凝后，在重力作用下经外换热器133的出口、下降管道134回到安全壳110内部的内换热器131中，形成闭式回路，不依赖于外部动力源便可实现事故下安全壳110内的余热导出。

再次参阅图1所示，所述冷凝水回收系统120包括第一冷凝水收集器121及第二冷凝水收集器123，第一冷凝水收集器121设于所述安全壳110的内壁面上，且第一冷凝水收集器121的位置高于反应堆堆坑112的位置，第一冷凝水收集器121通过第一阀门122连通所述反应堆堆坑112。第二冷凝水收集器123设于安全壳110内，且第二冷凝水收集器123位于内换热器131的下方并高于所述反应堆堆坑112，即第二冷凝水收集器123在高度方向上位于内换热器131与反应堆堆坑112之间，第二冷凝水收集器123通过第二阀门124连通所述反应堆堆坑112。当事故发生时，反应堆一回路破口释放的高能蒸汽、反应堆堆坑112内的冷却水被加热产生的高能蒸汽均释放到安全壳110内，部分蒸汽在安全壳110的内壁面冷凝后由第一冷凝水收集器121收集，然后回流至反应堆堆坑112，大部分蒸汽则在内换热器131的壁面凝结后由第二冷凝水收集器123收集，然后流回至反应堆堆坑112，通过第一冷凝水收集器121、第二冷凝水收集器123的收集回流措施与高位水池114相配合，实现较长时间段内非能动反应堆堆坑112注水，不需借助外部的交流电源和水源即可实现安全壳110内部的自然循环。

具体地，所述第一冷凝水收集器121沿安全壳110的内壁面设置，且其优选呈槽形结构，其一侧壁紧贴于所述安全壳110的内壁面，所述第一冷凝水收集器121的底壁通过一管路连通反应堆堆坑112，该管路上设有第一阀门122。第一冷凝水收集器121的侧壁紧贴于安全壳110的内壁面，使其能更方便有效地收集经安全壳110的内壁面冷凝后形成的冷凝水。

所述第二冷凝水收集器123呈V型结构，所述第二冷凝水收集器123的底部通过第二阀门124连通所述反应堆堆坑112；即，第二冷凝水收集器123具有两侧壁，其两侧壁均呈倾斜设置，两侧壁的底部连接处通过一管路连通反应堆堆坑112，且在该管路上设置有第二阀门124，V型结构使得收集的冷凝水可快速地注入反应堆堆坑112。

另外，所述下降管道134上设有第三阀门135，本实施例中，所述第三阀门135位于所述安全壳110外；高位水池114与反应堆堆坑112之间的管路上还设有第四阀门115。

结合图1、图2所示，对本实施例非能动混凝土安全壳冷却系统100的工作原理进行说明。

当事故发生时，操纵员打开第一冷凝水收集器121、第二冷凝水收集器123连通反应堆堆坑112的管路上的第一阀门122、第二阀门124，并手动打开下降管道134上的第三阀门135，同时打开高位水池114的注入管路上的第四阀门115。

打开第四阀门115后，高位水池114内的冷却水由于压力差而自动注入反应堆堆坑112，进行第一阶段大流量注水，实现反应堆堆坑112的快速注入和压力容器113的快速淹没；此时，压力容器113对反应堆堆坑112内的冷却水加热。反应堆堆坑112内的冷却水经加热产生的高能蒸汽、反应堆一回路破口产生的高能蒸汽均释放到安全壳110内，部分蒸汽在安全壳110内壁冷凝后由第一冷凝水收集器121收集，然后流回至反应堆堆坑112，大部分蒸汽则在内换热器131壁面凝结后经第二冷凝水收集器123收集，然后流回至反应堆堆坑112，通过高位水池114与冷凝水收集回流措施相配合，实现较长时间段内的非能动反应堆堆腔112注水，而不需借助任何外部交流电源和水源即可实现安全壳110内部的自然循环。

同时，内换热器131中的冷却介质吸热后，经内换热器131出口、上升管道132进入冷凝水池140中的外换热器133，在外换热器133中放热冷凝，释放出的热量持续加热外部冷凝水池140中的冷却水而将安全壳110内的热量导出至大气环境最终热阱；冷却介质放热冷凝后，在重力作用下，经由外换热器133的出口、下降管道134回到安全壳110内的内换热器131中，形成闭式回路。因此，不依赖交流电源，实现事故下混凝土式安全壳110的余热导出，提高电厂安全性，尤其具有对于全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力。

下面结合图3-图6所示，对所述非能动混凝土安全壳冷却系统100的第二实施例进行说明，本实施例与上述第一实施例的差别在于：其不具有冷凝水池140，而包括一水箱150，由于水箱150的位置及结构不同于冷凝水池140，因此，本实施例中换热回路系统130的位置与上述实施例略有不同，下面仅就两者的差别进行描述。

本实施例中，所述水箱150设置于所述安全壳110的顶部111的上方，且所述水箱150内被分隔成相互连通的水冷下降通道157、上升通道158及空冷下降通道159，且所述上升通道158、空冷下降通道159分别连通大气空间，从而使水箱150的压力为大气环境压力，无需相关稳压系统，使系统结构简化。

换热回路系统130的结构与上述第一实施例相同，但本实施例中，外换热器133容置于所述水箱150的上升通道158内，所述上升管道132密封地贯穿所述安全壳110的顶部111并连通内换热器131的出口及外换热器133的入口，下降管道134密封地贯穿所述安全壳110的顶部111并连通外换热器133的出口及内换热器131的入口。

继续参阅图3-图6所示，所述水箱150包括内壁151、外壁152及顶板153，内壁151、外壁152相间隔设置，且内壁151的上端与顶板153固定连接，外壁152的上端与顶板153之间具有一定间隙，所述内壁151、外壁152、所述顶部111共同围成一容纳空间，该容纳空间内被分隔形成水冷下降通道157、上升通道158及空冷下降通道159，且上升通道158及空冷下降通道159均连通大气空间，这样，安全壳110顶部的水箱150的压力为大气环境压力，无需相关稳压系统，使系统结构简化。

再次参阅图3-图6所示，所述水箱150还包括第一隔板154及第二隔板155，第一隔板154、第二隔板155竖直且相间隔地设置于所述水箱150的容纳空间，具体地，第一隔板154、第二隔板155均沿所述水箱150的周向相间隔地设置，所述第一隔板154、所述第二隔板155的下端与所述顶部111之间均具有间隙，第一隔板154的上端与顶板153固定连接，第二隔板155的上端与顶板153之间形成有开口158a，其中，第一隔板154与第二隔板155之间形成所述上升通道158，第一隔板154与内壁151之间形成所述水冷下降通道157，第二隔板155与外壁152之间形成所述空冷下降通道159，也即沿内壁151到外壁152方向，依次形成水冷下降通道157、上升通道158、空冷下降通道159。上升通道158通过所述开口158a连通大气空间，空冷下降通道159通过外壁152与顶板153之间的间隙连通大气空间。

外换热器113设于上升通道158通内并容置于冷却水中，从而使换热回路系统130为封闭式结构，当其任何一端发生破损等情况时，另一端仍然完好，这样不会导通安全壳110，安全壳110内的放射性物质不会释放到外部大气环境。

为提高本发明所述混凝土安全壳非动能冷却系统100的散热效果，可设置多组换热回路系统130，具体地，多组换热回路系统130沿水箱150的四周相间隔地设置，每一组换热回路系统130的外换热器133均设置于所述上升通道158内，且均容置于冷却水中。

同时，为提高系统的可靠性，还可以将水箱150分隔成多个相互独立的水池150`(见图6所示)，每一水池150`对应安装一组换热回路系统130，设置多组独立的水池150`、换热回路系统130，各组换热回路系统130的工作相互独立，即使部分换热回路系统130失效，其它部分仍然可以有效工作，实现较高的系统可靠性。

具体结合图3-图6所示，所述水箱150还包括第三隔板156，所述第三隔板156呈放射状的设置，第三隔板156连接于内壁151与外壁152之间从而将水箱150分隔成多个独立的水池150`，每一个水池150`中均设置有第一隔板154及第二隔板155，其中，所述第一隔板154的两侧分别连接于两相邻的第三隔板156，其上端连接于所述顶板153，所述第二隔板155的两侧分别连接于两相邻的第三隔板156，第二隔板155的上端与顶板153之间形成供上升通道158通过大气空间的开口158a，所述开口158a可通过第二隔板155的上端与顶板153之间的间隙形成，也可以直接在第二隔板155的上端开设通孔形成，且不以此为限。本实施例中，由于外壁152低于内壁151，因此外壁152与所述顶板153之间的间隙即为空冷下降通道159连通大气空间的通道，当然，亦可在外壁152上开设通孔而使空冷下降通道159连通大气空间，但不仅限于此。这样，当其中一部分换热回路系统130失效时，其他换热回路系统130仍正常工作，从而提高系统的可靠性。

所述冷凝水回收系统120的结构与上述第一实施例相同，不再赘述。

下面结合图3-图6所示，对本实施例中混凝土安全壳非动能冷却系统100的工作过程进行描述。

当反应堆出现事故后，从破口释放的水蒸汽等物质进入安全壳110，导致安全壳110内的温度和压力上升，高温的水蒸气及空气混合物上升到安全壳110的上部，并在此接触安全壳110内的内换热器131，与内换热器131的外表面之间发生冷凝传热，水蒸气被冷凝为水，冷凝水被内换热器131下方的第二冷凝水收集器123收集，然后流回至反应堆堆坑112；同时，第一冷凝水收集器121收集由安全壳110内壁冷凝后形成的冷凝水，然后流回至反应堆堆坑112。

内换热器131内的水受热后蒸发，并沿着上升管132进入水箱150内的外换热器133，然后发生冷凝传热，冷凝后的水沿着下降管134回到安全壳110内的内换热器131，从而形成自然循环；外换热器133传递出的热量加热水箱150/水池150`中的冷却水，一定时间后，水箱150/水池150`中的冷却水沸腾，蒸汽沿上升通道158上升并由开口158a释放到大气环境，同时水箱150/水池150`中的冷却水通过水冷下降通道157向上升通道158流动，如图4中箭头方向所示；由于冷却水的汽化潜热大，因此在事故前期利用水箱150/水池150`中的冷却水将热量排入大气环境，可以很好的防止事故初期因大规模的质能释放而导致的安全壳110的超温超压。

当水箱150/水池150`内的冷却水蒸发完毕以后，外换热器133暴露于空气中，其周围的空气被加热，被加热后的空气沿着上升通道158上升，并由开口158a释放到大气环境，同时常温空气通过外壁152与顶板153之间的间隙进入空冷下降通道159，并向上升通道158流动，形成有组织的空气自然对流，如图5中箭头方向所示；从而最终依靠空气冷却将安全壳110内的余热排出到大气环境，实现事故初期安全壳110内大量余热的排出，又可在水箱150/水池150`内的冷却水蒸干条件下利用空气冷却的方式对安全壳110进行长期冷却，能够应对安全壳110在恶劣的事故工况(如失水事故工况)下的冷却问题。

由于本发明的非能动混凝土安全壳冷却系统100，包括换热回路系统130及冷凝水回收系统120，换热回路系统130密封地贯穿所述安全壳110以将安全壳110内的热量导出所述安全壳110外，冷凝水回收系统120设于安全壳110内并连通安全壳内的反应堆堆坑112。当反应堆一回路发生安全事故时，反应堆堆坑112内的冷却水被加热产生的高能蒸汽、反应堆一回路破口释放的高能蒸汽均释放到安全壳110的内部，高能蒸汽经换热回路系统130导出至大气环境最终热阱，实现对压力容器113的冷却，防止压力容器113熔穿及安全壳110超压，达到消除大规模放射性物质释放的目的；冷凝水回收系统120回收在换热回路系统130或/和安全壳110的内壁处冷凝产生的冷凝水后自动注入反应堆堆坑112，实现较长时间段内的非能动反应堆堆堆坑注水。本发明不依赖外部交流电源等动力便可实现事故下安全壳110内余热的导出及安全壳内的非能动注水，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力。

以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (17)

1.一种非能动混凝土安全壳冷却系统，适用于对安全壳内的热量进行导出，其特征在于：所述非能动混凝土安全壳冷却系统包括换热回路系统及冷凝水回收系统，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述冷凝水回收系统设于所述安全壳内并连通安全壳内的反应堆堆坑。

2.如权利要求1所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述冷凝水回收系统包括设于所述安全壳的内壁面上的第一冷凝水收集器，所述第一冷凝水收集器高于所述安全壳内的反应堆堆坑并连通所述反应堆堆坑。

3.如权利要求2所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述第一冷凝水收集器通过第一阀门连通所述反应堆堆坑。

4.如权利要求2所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述第一冷凝水收集器呈槽形结构且其一侧壁紧贴于所述安全壳的内壁面。

5.如权利要求1所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述换热回路系统包括设于所述安全壳内的内换热器，所述冷凝水回收系统还包括设于所述安全壳内的第二冷凝水收集器，所述第二冷凝水收集器位于所述内换热器的下方并高于所述安全壳内的反应堆堆坑，且所述第二冷凝水收集器连通所述反应堆堆坑。

6.如权利要求5所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述第二冷凝水收集器通过第二阀门连通所述反应堆堆坑。

7.如权利要求5所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述第二冷凝水收集器呈V型结构。

8.如权利要求5所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述换热回路系统还包括外换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述外换热器容置于安全壳外的冷凝水池内，所述内换热器的位置低于所述冷凝水池的位置，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。

9.如权利要求8所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述下降管道上设有第三阀门，所述第三阀门位于所述安全壳外。

10.如权利要求1所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：还包括水箱，所述水箱设置于所述安全壳的顶部，且所述水箱内被分隔成相互连通的水冷下降通道、空冷下降通道及上升通道，且所述空冷下降通道、所述上升通道分别连通大气空间，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳且一部分容置于所述上升通道内，所述换热回路系统的另一部分位于所述安全壳内。

11.如权利要求10所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述换热回路系统包括外换热器，所述外换热器容置于所述上升通道内。

12.如权利要求10所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述水箱具有底壁及与所述底壁相连接且相间隔的内壁、外壁，所述内壁、所述外壁、所述底壁共同围成一容纳空间。

13.如权利要求12所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述水箱的容纳空间内竖直地设置有相间隔的第一隔板及第二隔板，且所述第一隔板、所述第二隔板的下端与所述底壁之间均具有间隙，所述第一隔板与所述第二隔板之间形成所述上升通道，所述第一隔板与所述内壁之间形成所述水冷下降通道，所述第二隔板与所述外壁之间形成所述空冷下降通道。

14.如权利要求13所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述水箱还具有一顶板，所述内壁、所述第一隔板的上端均连接于所述顶板，所述第二隔板的上端与所述顶板之间具有设置有开口，所述上升通道通过所述开口连通大气空间。

15.如权利要求14所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述外壁与所述顶板之间具有间隙，所述空冷下降通道连通所述外壁与所述顶板之间的间隙连通大气空间。

16.如权利要求10所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：所述水箱被分隔成多个相互独立的水池，每一所述水池内均设置有所述水冷下降通道、所述空冷下降通道及所述上升通道，且每一所述水池对应设置一所述换热回路系统。

17.如权利要求1所述的非能动混凝土安全壳冷却系统，其特征在于：还包括设于所述安全壳内的高位水池，所述高位水池位于所述安全壳内的反应堆堆坑的上方并连通所述反应堆堆坑，所述高位水池与所述反应堆堆坑之间设有第四阀门。