一种核电站冷却系统的制作方法

1.本实用新型涉及核电技术领域，特别涉及一种核电站冷却系统。


背景技术：

2.随着核电技术的发展，核电站发电在人们的生活中占据了越来越重要的地位。当核电站出现事故后，现有的核电站中通常是通过能动系统来对反应堆进行补水和热量导出，以完成对反应堆的冷却功能。但是能动系统对反应堆进行冷却的控制方式较为复杂。


技术实现要素：

3.本实用新型实施例的目的在于提供一种核电站冷却系统，解决了当前能动系统对反应堆进行冷却的控制方式较为复杂的问题。
4.为了达到上述目的，本实用新型实施例提供一种核电站冷却系统，应用于核电站，所述核电站包括安全壳和反应堆压力容器，所述反应堆压力容器设置于所述安全壳内，所述反应堆压力容器上设置有热管段和冷管段，所述核电站冷却系统包括：
5.第一冷却子系统，所述第一冷却子系统位于所述安全壳内，且所述第一冷却子系统与所述热管段和/或所述冷管段连通；
6.第二冷却子系统，所述第二冷却子系统位于所述安全壳外，且所述第二冷却子系统分别与所述热管段和所述冷管段连通；
7.其中，所述第一冷却子系统和所述第二冷却子系统在所述安全壳内的高度均高于所述反应堆压力容器在所述安全壳内的高度。
8.可选地，所述核电站还包括稳压器，所述稳压器与所述热管段连通。
9.可选地，所述第一冷却子系统包括堆芯补水箱和第一隔离阀，所述堆芯补水箱的进水口与所述稳压器连通，所述堆芯补水箱的出水口通过所述第一隔离阀与所述冷管段连通。
10.可选地，所述第一冷却子系统包括安注箱和第二隔离阀，所述安注箱的出水口通过所述第二隔离阀与所述冷管段连通。
11.可选地，所述第一冷却子系统包括换料水箱，所述换料水箱的出水口与所述冷管段连通，和/或，所述换料水箱的出水口朝向所述反应堆压力容器的外表面设置。
12.可选地，所述第一冷却子系统还包括第一卸压阀，所述第一卸压阀的一端与所述稳压器连通，所述第一卸压阀的另一端与所述换料水箱连通。
13.可选地，所述第一卸压阀包括并联的至少两个卸压阀组。
14.可选地，所述第一冷却子系统还包括第二卸压阀，所述第二卸压阀的一端与所述热管段连通，所述第二卸压阀的另一端与所述安全壳内的外界环境和/或所述换料水箱连通。
15.可选地，所述核电站冷却系统还包括换热水箱，所述换热水箱设置于所述安全壳外表面，所述安全壳内还设置有第一换热器，所述第一换热器的出水口和进水口分别与所
述换热水箱连通。
16.可选地，所述第二冷却子系统还包括第二换热器，所述第二换热器位于所述换热水箱内，所述第二换热器的进水口与所述热管段连通，所述第二换热器的出水口与所述冷管段连通。
17.上述技术方案中的一个技术方案具有如下优点或有益效果：
18.本实用新型实施例中，核电站冷却系统，应用于核电站，所述核电站包括安全壳和反应堆压力容器，所述反应堆压力容器设置于所述安全壳内，所述反应堆压力容器上设置有热管段和冷管段，所述核电站冷却系统包括：第一冷却子系统，所述第一冷却子系统位于所述安全壳内，且所述第一冷却子系统与所述热管段和/或所述冷管段连通；第二冷却子系统，所述第二冷却子系统位于所述安全壳外，且所述第二冷却子系统分别与所述热管段和所述冷管段连通；其中，所述第一冷却子系统和所述第二冷却子系统在所述安全壳内的高度均高于所述反应堆压力容器在所述安全壳内的高度。这样，由于第一冷却子系统和第二冷却子系统在安全壳内的高度均高于反应堆压力容器在安全壳内的高度，当反应堆压力容器出现事故时，第一冷却子系统和第二冷却子系统可以在重力的作用下，将水注入至反应堆压力容器中，从而实现对反应堆压力容器内的反应堆的冷却，简化了对反应堆进行冷却的控制方式，且使得控制方式更加可靠和稳定。
附图说明
19.图1为本实用新型实施例提供的一种核电站冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
20.下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。
21.参见图1，图1为本实用新型实施例提供一种核电站冷却系统的结构示意图，如图1所示，核电站冷却系统，应用于核电站，所述核电站包括安全壳100和反应堆压力容器200，所述反应堆压力容器200设置于所述安全壳100内，所述反应堆压力容器200上设置有热管段201和冷管段202，所述核电站冷却系统包括：
22.第一冷却子系统，所述第一冷却子系统位于所述安全壳100内，且所述第一冷却子系统与所述热管段201和/或所述冷管段202连通；
23.第二冷却子系统，所述第二冷却子系统位于所述安全壳100外，且所述第二冷却子系统分别与所述热管段201和所述冷管段202连通；
24.其中，所述第一冷却子系统和所述第二冷却子系统在所述安全壳100内的高度均高于所述反应堆压力容器200在所述安全壳100内的高度。
25.其中，本实用新型实施例的工作原理可以参见以下表述：
26.由于第一冷却子系统和第二冷却子系统在安全壳100内的高度均高于反应堆压力容器200在安全壳100内的高度，当反应堆压力容器200出现事故时，第一冷却子系统和第二冷却子系统可以在重力的作用下，将水注入至反应堆压力容器200中，或在换热器中形成自
然循环(具体可以参见后续关于第一换热器80和第二换热器90的相关表述)，从而实现对反应堆压力容器200内的反应堆的冷却，简化了对反应堆进行冷却的控制方式，且使得控制方式更加可靠和稳定。
27.需要说明的是，本实用新型实施例中的第一冷却子系统和第二冷却子系统组成的冷却系统可以被称作为非能动冷却系统。
28.其中，热管段201可以被称作为一回路热管段，冷管段202可以被称作为一回路冷管段。另外，参见图1，热管段201上还可以设置有蒸汽发生器203。
29.需要说明的是，本实用新型实施例中的第一冷却子系统和第二冷却子系统均直接与核电站已有的热管段201和冷管段202中的至少一者直接连接，从而无需单独在反应堆压力容器200上开孔增设额外的管线，从而进一步增强了反应堆压力容器200的安全性能，同时还降低了使用成本。
30.作为一种可选的实施方式，所述核电站还包括稳压器40，所述稳压器40与所述热管段201连通。这样，稳压器40可以保证热管段201内的压力稳定。
31.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第一冷却子系统包括堆芯补水箱10和第一隔离阀11，所述堆芯补水箱10的进水口与所述稳压器40连通，所述堆芯补水箱10的出水口通过所述第一隔离阀11与所述冷管段202连通。
32.其中，由于堆芯补水箱10的进水口与稳压器40连通，这样，稳压器40可以保证堆芯补水箱10的进水口的压力较高，当核电站发生事故后，反应堆压力容器200、热管段201和冷管段202内的压力下降，堆芯补水箱10与冷管段202之间的第一隔离阀11开启，由于堆芯补水箱10的进水口处压力较高，在高压作用下，堆芯补水箱10内的冷却水通过出水口注入到冷管段202，从而实现对反应堆压力容器200的注水和对反应堆压力容器200内的反应堆的冷却。
33.需要说明的是，第一隔离阀11的开启与关闭可以通过有线控制，例如：控制器可以与第一隔离阀11电连接，当核电站未发生事故时，控制器可以控制第一隔离阀11关闭；当核电站发生事故时，控制器可以控制第一隔离阀11开启。
34.另外，第一隔离阀11的开启与关闭可以通过无线控制，例如：控制器可以与第一隔离阀11通过无线连接，当核电站未发生事故时，控制器可以向第一隔离阀11发送第一信号以控制第一隔离阀11关闭；核电站发生事故时，控制器可以向第一隔离阀11发送第二信号以控制第一隔离阀11开启。或者，当核电站未发生事故时，控制器不向第一隔离阀11发送信号，只有在核电站发生事故时，控制器才向第一隔离阀11发送控制信号以控制第一隔离阀11开启。
35.本实用新型实施方式中，第一冷却子系统包括堆芯补水箱10和第一隔离阀11，这样，当核电站发生事故时，堆芯补水箱10可以实现对反应堆压力容器200内反应堆的冷却，从而提高了反应堆压力容器200内反应堆的安全性能。
36.需要说明的是，作为一种可选的实施方式，参见图1，第一隔离阀11和冷管段202之间可以通过第一止回阀12连通，这样，可以避免冷管段202中的冷水回流至堆芯补水箱10中的现象的出现，从而增强堆芯补水箱10的安全性能。
37.需要说明的是，在稳压器40内水位下降之后，稳压器40内的蒸汽还可以进入堆芯补水箱10中，在蒸汽的作用下，从而使得堆芯补水箱10内的冷却水以较快速度注入到冷管
段202中，对反应堆压力容器200内的反应堆形成冷却。也就是说：在稳压器40的作用下，可以满足各类事故工况下的注水要求，更好的冷却反应堆。
38.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第一冷却子系统包括安注箱20和第二隔离阀21，所述安注箱20的出水口通过所述第二隔离阀21与所述冷管段202连通。
39.其中，安注箱20中可以包括有惰性气体，例如：安注箱20中可以包括有氮气，而氮气可以为核电站的其他部件产生或者所需要的氮气，从而使得安注箱20可以与核电站的其他部件复用上述氮气，从而进一步降低核电站的使用成本，提高核电站的经济性能。
40.另外，由于安注箱20中包括有惰性气体，从而可以使得安注箱20内的压力较高，当冷管段202的压力降低至安注箱20内的压力时，安注箱20与冷管段202之间的第二隔离阀21自动开启，安注箱20内的冷却水注入到冷管段202，实现对反应堆压力容器200的注水和对反应堆的冷却。
41.本实用新型实施方式中，安注箱20可以进一步增强对反应堆压力容器200的冷却效果。
42.需要说明的是，作为一种可选的实施方式，参见图1，第二隔离阀21与冷管段202之间也可以通过第二止回阀22连通，第二止回阀22的具体表述可以参见上述第一止回阀12的相应表述，并具有相应的有益技术效果。
43.作为一种可选的实施方式，安注箱20与冷管段202之间可通过调节阀或调节孔板连通，这样，通过调节阀或调节孔板可以实现控制和调节安注箱20向冷管段202的注入水的流量，以便更好的应对事故工况的注入水要求。
44.需要说明的是，安注箱20的氮气压力和数量可根据不同核电站的要求进行设计，需满足事故分析的要求。
45.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第一冷却子系统包括换料水箱30，所述换料水箱30的出水口与所述冷管段202连通，和/或，所述换料水箱30的出水口朝向所述反应堆压力容器200的外表面设置。
46.本实用新型实施方式中，当冷管段202内的压力降低至换料水箱30内的压力时，换料水箱30可以通过冷管段202向反应堆压力容器200内部注入冷却水，也可以直接向反应堆压力容器200的外表面喷射冷却水，从而增强了对反应堆压力容器200内部和反应堆压力容器200外部的冷却效果，同时，还使得对反应堆压力容器200的冷却方式和冷却部位更加多样化和灵活化。
47.需要说明的是，换料水箱30也可以被称作为安全壳内置换料水箱，而换料水箱30的出水口与冷管段202之间可以通过第三隔离阀31连通，而第三隔离阀31的控制原理可以参见上述第一隔离阀11和第二隔离阀21的控制原理的相关表述，并具有相同的有益技术效果，具体在此不再赘述。
48.例如：第三隔离阀31上可以设置有传感器，当传感器检测到第三隔离阀31的温度值大于预设温度值，和/或，压力值大于预设压力值的情况下，控制器可以控制第三隔离阀31开启，反之，则可以控制第三隔离阀31关闭。
49.另外，作为一种可选的实施方式，参见图1，第三隔离阀31可以通过第三止回阀32与冷管段202连通。
50.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第一冷却子系统还包括第一卸压阀50，
所述第一卸压阀50的一端与所述稳压器40连通，所述第一卸压阀50的另一端与所述换料水箱30连通。
51.这样，第一卸压阀50可以将热管段201和冷管段202组成的一回路中的压力降低至安注箱20或换料水箱30中的冷却水可以注入冷管段202中压力(也可以被称作为压头)，从而可以方便换料水箱30中的冷却水注入至冷管段202中。
52.需要说明的是，第一卸压阀50可以为安全阀或者爆破阀，从而增强了第一卸压阀50的多样性，同时，还增强了第一卸压阀50的安全性。另外，第一卸压阀50也可以被称作为稳压器上主动卸压阀。
53.需要说明的是，作为一种可选的实施方式，第一卸压阀50可以包括并联的至少两个卸压阀组，这样，可根据事故进程和稳压器40内的压力的不同，开启不同的卸压阀组进行卸压，增强第一卸压阀50的使用性能；同时，第一卸压阀50的另一端与换料水箱30连接，可将稳压器40内的流体介质释放到换料水箱30内，避免直接向安全壳100内释放，减少对安全壳100内的环境的污染。
54.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第一冷却子系统还包括第二卸压阀60，所述第二卸压阀60的一端与所述热管段201连通，所述第二卸压阀60的另一端与安全壳100内的外界环境和/或所述换料水箱30连通。这样，可以将第二卸压阀60内的介质释放到安全壳100内或者换料水箱30中，从而可以实现对热管段201的快速降压。
55.需要说明的是，由于第二卸压阀60直接与热管段201连通，因此，第二卸压阀60的阀门口径和排放流量可以大于第一卸压阀50，从而可以更加快速的对热管段201进行降压。
56.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述核电站冷却系统还包括换热水箱70，所述换热水箱70设置于所述安全壳100外表面，所述安全壳100内还设置有第一换热器80，所述第一换热器80的出水口和进水口分别与所述换热水箱70连通。
57.其中，第一换热器80在安全壳100内的高度同样可以大于反应堆压力容器200在安全壳100内的高度，相应的，换热水箱70的高度也可以大于第一换热器80的高度。
58.本实用新型实施方式中，在核电站发生事故，导致安全壳100内的温度和压力上升的情况下，第一换热器80内的介质吸收安全壳100内的热量，介质受热之后流动进入换热水箱70，被换热水箱70内的冷却水进行冷却，冷却之后的介质又进入第一换热器80内，如此形成自然循环导出安全壳100内的热量，进而保证反应堆冷却。
59.需要说明的是，第一换热器80可以被称作为安全壳内换热器，换热水箱70可以被称作为安全壳外水箱。
60.另外，通过第一换热器80和换热水箱70之间的热量传递，可以将反应堆(也可以理解为反应堆压力容器200)的热量最终导出到安全壳100外，保证了安全壳100的完整性，同时不依赖于安全壳100本身的导热性能。
61.作为一种可选的实施方式，参见图1，所述第二冷却子系统包括第二换热器90，所述第二换热器90位于所述换热水箱70内，所述第二换热器90的进水口与所述热管段201连通，所述第二换热器90的出水口与所述冷管段202连通。
62.需要说明的是，参见图1，第二换热器90的出水口用a表示，而冷管段202与第二换热器90的出水口的连接位置也用a表示。另外，第二换热器90的出水口与冷管段202之间也可以设置有第四隔离阀和第四止回阀，具体可以参见上述实施方式中第一隔离阀11和第一
止回阀12的相应表述，具体在此不再赘述。
63.本实用新型实施方式中，第二换热器90位于换热水箱70内，第二换热器90的进水口与热管段201连接，第二换热器90的出水口与冷管段202连通。当核电站发生事故时，例如：核电站发生蒸汽发生器二次侧事故时，第二换热器90可以立即启动，热管段201内的高温蒸汽进入第二换热器90内，被换热水箱70中的冷却介质冷却，冷却之后的冷却介质(例如冷却水)进入第二换热器90内，经过第二换热器90的出水口流动进入冷管段202中，通过自然循环实现对反应堆(例如反应堆压力容器200)的冷却。从而进一步增强了对反应堆压力容器200的冷却效果。
64.需要说明的是，第二换热器90也可以被称作为非能动余热排出换热器。
65.另外，第二换热器90的数量可以根据冷管段202和热管段201的数量进行选择设置，例如：核电站一回路中包括3根冷管段202和3根热管段201，则可以设置3台第二换热器90，也就是说每1对冷管段202和热管段201中均可以设置1台第二换热器90，进而更好的保证热量的有效导出。
66.以上所述，仅为本实用新型的具体实施方式，但本实用新型的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。因此，本实用新型的保护范围应以权利要求的保护范围为准。