安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统

摘要

一种安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其中，所述安全壳冷却系统主要由内部换热器(1)、上升管路(2)、下降管路(3)、隔离阀(4，5)、冷却水箱(6)和空冷冷凝‑冷却器(7)连接构成。所述安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统包括所述安全壳冷却系统和反应堆压力容器冷却系统。所述冷却系统不需要提供外部动力，可以在事故工况下同时为安全壳和反应堆压力容器提供长期的有效冷却，从而保证发生事故时，在无人为干预和其它外部冷却措施投入的条件下，反应堆安全壳和压力容器始终处于安全状态。

权利要求

1.一种安全壳冷却系统，包括内部换热器、上升管路、下降管路、隔离阀、冷却水箱和空冷冷凝-冷却器，内部换热器位于内层混凝土安全壳内靠近侧壁的上部空间，其特征是：冷却水箱位于外层混凝土安全壳的外侧，冷却水箱的相对位置高于内部换热器，冷却水箱与内部换热器之间通过上升管路和下降管路相连构成闭合回路，空冷冷凝-冷却器为无壳换热器、位于冷却水箱的内部，空冷冷凝-冷却器倾斜布置，空冷冷凝-冷却器的传热管一部分置于水空间、另一部分置于汽空间，冷凝-冷却器空气侧入口开于水箱侧壁靠近底面位置、通过管道联通外部大气环境与空冷冷凝-冷却器的下封头，冷凝-冷却器空气侧出口开于水箱侧壁靠近上表面的位置、通过管道联通空冷冷凝-冷却器的上封头和内层混凝土安全壳与外层混凝土安全壳构成的环形空间。

2.根据权利要求1所述的安全壳冷却系统，其特征是：冷却水箱的侧壁连接有水封装置，水封装置的上部连接管与冷却水箱的气空间联通，水封装置的下部连接管与冷却水箱的水空间联通，上、下部连接管间有管道跨接。

3.根据权利要求1或2所述的安全壳冷却系统，其特征是：在上升管路和下降管路上均设有内部和外部隔离阀组。

4.一种安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其特征是：包括反应堆压力容器冷却系统和如权利要求1所述的安全壳冷却系统；所述反应堆压力容器冷却系统包括储水罐、压力平衡管、注水管、隔离水池、控制阀、连通管、凝液收集水池、蓄水箱和排气管，储水罐位于隔离水池的上方，储水罐与隔离水池之间通过压力平衡管和注水管连接，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管连接，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，凝液收集水池位于内部换热器下方，凝液收集水池经管线依次连接蓄水箱、调节阀和隔离水池；蓄水箱上部通过排气管与凝液收集水池联通，蓄水箱下部设有排污阀。

5.根据权利要求4所述的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其特征是：压力平衡管上端位于储水罐的气空间内，下端相对位置高于反应堆压力容器的上边缘。

6.根据权利要求4所述的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其特征是：注水管上端与储水罐的最低点连接，下端相对位置低于压力平衡管的下边缘。

7.根据权利要求4所述的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其特征是：注水管下端出水口呈“S”形。

8.根据权利要求4所述的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，其特征是：注水管上设有控制阀。

说明书

安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统

技术领域

[0001] 本发明涉及核安全和热工水力技术领域，尤其涉及一种安全壳冷却系统，具体涉及一种安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统。

背景技术

[0002] 安全壳和反应堆压力容器都是核电站发生事故时，防止放射性物质外泄的重要安全屏障。在发生LOCA、MSLB等严重事故时，安全壳会因迅速充入大量蒸汽使得壳内温度和压力急剧上升，一旦温度、压力超过设计许用范围则可能造成安全壳损坏，使得放射性物质外泄；与此同时，堆芯因为严重失水使冷却能力大幅下降，一旦堆芯熔毁，熔融物可能坍塌至压力容器下封头，若下封头因受到过量热载荷而被熔穿，将严重威胁安全壳的完整性，造成堆芯熔融物外泄。因此，为保证核电站的安全，有必要设置专门系统用于冷却安全壳和反应堆压力容器。

[0003] 目前，针对双层混凝土安全壳和反应堆压力容器都提出了一些冷却系统的设计方案。

[0004] 针对混凝土安全壳提出的方案主要是内部设置换热器，依靠外部水箱与内部换热器间的高度差，以自然循环的方式导出热量，但同时也将使水箱内的水大量蒸发。(C S Byun，D W Jerng，N E Todreas，et al.Conceptual design and analysis of a semi-passive containment cooling system for a large concrete containment.Nuclear Engineering and Design，2000，199：227-242；S J Cho，B S Kim，M G Kang，et al.The development of passive design features for the Korean Next Generation Reactor.Nuclear Engineering and Design，2000，201：259-271；S W Lee，W P Baek，S H Chang.Assessment of passive containment cooling concepts for advanced 
pressurized water reactors.Ann.Nucl.Energy，1997，24(6)：467-475)。可见，上述安全壳热量导出系统的设计中都存在一个主要的问题，就是只能在一段时间内保证安全壳的温度和压力不超过设计基准，提供冷却的时间最长为72小时，超过这个时限则系统会因为水箱内的水被耗尽而失效。72小时后需依靠外部动力重新给水箱注水后才能使系统重新发挥作用，要想在无人为干预的前提下延长冷却时间，则只能靠进一步增加水箱的容积来实现，但水箱容积的增大又会使发生地震时带来的影响大幅增加。

[0005] 针对反应堆压力容器提出的堆外冷却系统几乎同时采用了能动和非能动两种注水方式。如公开号为：CN201681637、CN203366760U、CN202887747U；CN103632736A、CN102163469A、CN103310856A等专利文件中公开的技术方案。然而，上述设计的堆外冷却系统都存在一个共同的缺点，就是冷却水的利用率比较低。当堆坑内的水注满后，如无人为关闭水泵或非能动系统中的控制阀门，则注水系统仍然会持续注水(无论大流量还是小流量)，使水溢出堆坑造成浪费。所以，为了保证充足的冷却时间，在无人为干预的情况下，上述非能动冷却系统的水箱需要提供很大的储水量，这就会使水箱的体积大幅增加。而如果注水流量偏小，则有可能导致堆坑内的水位下降，甚至不能完全淹没反应堆压力容器，使反应堆压力容器不能得到充分的冷却，进而威胁反应堆压力容器的完整性。因此，如果既不想造成冷却水的额外流失，又能为压力容器提供持续冷却，则需要人为的对冷却系统(无论是能动系统还是非能动系统)持续调节或启停，给系统的实际运行造成很大困难。

[0006] 此外，上述方案都是仅针对双层混凝土安全壳或反应堆压力容器提出的，二者之间是相互独立的。然而，在严重事故时往往需要同时提供安全壳和反应堆压力容器的冷却，如果两套系统独立运行则会使内部换热器产生的凝结水白白损失。

发明内容

[0007] (一)要解决的技术问题

[0008] 本发明的目的是：提供一种不需要提供外部动力，冷却水的消耗少，可实现对安全壳内的长期冷却的安全壳冷却系统及可以在事故工况下同时为安全壳和反应堆压力容器提供长期的有效冷却，使反应堆安全壳和压力容器始终处于安全状态的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，以解决现有的双层混凝土安全壳和反应堆压力容器存在冷却时间短、冷却水的利用率低、需要提供外部动力及在事故工况下不能同时为安全壳和反应堆压力容器提供长期的有效冷却的问题。

[0009] (二)技术方案

[0010] 为了解决上述技术问题，本发明提供一种安全壳冷却系统，包括内部换热器、上升管路、下降管路、隔离阀、冷却水箱和空冷冷凝-冷却器，内部换热器位于内层混凝土安全壳内靠近侧壁的上部空间，冷却水箱位于外层混凝土安全壳的外侧，冷却水箱的相对位置高于内部换热器，冷却水箱与内部换热器之间通过上升管路和下降管路相连构成闭合回路，空冷冷凝-冷却器为无壳换热器、位于冷却水箱的内部，空冷冷凝-冷却器倾斜布置，空冷冷凝-冷却器的传热管一部分置于水空间、另一部分置于汽空间，冷凝-冷却器空气侧入口开于水箱侧壁靠近底面位置、通过管道联通外部大气环境与空冷冷凝-冷却器的下封头，冷凝-冷却器空气侧出口开于水箱侧壁靠近上表面的位置、通过管道联通空冷冷凝-冷却器的上封头和内层混凝土安全壳与外层混凝土安全壳构成的环形空间。

[0011] 其中，冷却水箱的侧壁连接有水封装置，水封装置的上部连接管与冷却水箱的气空间联通，水封装置的下部连接管与冷却水箱的水空间联通，上、下部连接管间有管道跨接。

[0012] 其中，在上升管路和下降管路上均设有内部和外部隔离阀组。

[0013] 本发明还提供了一种安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，包括安全壳冷却系统和反应堆压力容器冷却系统；所述安全壳冷却系统包括内部换热器、上升管路、下降管路、隔离阀、冷却水箱和空冷冷凝-冷却器，内部换热器位于内层混凝土安全壳内靠近侧壁的上部空间，冷却水箱位于外层混凝土安全壳的外侧，冷却水箱的相对位置高于内部换热器，冷却水箱与内部换热器之间通过上升管路和下降管路相连构成闭合回路，空冷冷凝-冷却器为无壳换热器、位于冷却水箱的内部，空冷冷凝-冷却器倾斜布置，空冷冷凝-冷却器的传热管一部分置于水空间、另一部分置于汽空间，冷凝-冷却器空气侧入口开于水箱侧壁靠近底面位置、通过管道联通外部大气环境与空冷冷凝-冷却器的下封头，冷凝-冷却器空气侧出口开于水箱侧壁靠近上表面的位置、通过管道联通空冷冷凝-冷却器的上封头和内层混凝土安全壳与外层混凝土安全壳构成的环形空间；所述反应堆压力容器冷却系统包括储水罐、压力平衡管、注水管、隔离水池、控制阀、连通管、凝液收集水池、蓄水箱和排气管，储水罐位于隔离水池的上方，储水罐与隔离水池之间通过压力平衡管和注水管连接，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管连接，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，凝液收集水池位于内部换热器下方，凝液收集水池经管线依次连接蓄水箱、调节阀和隔离水池。

[0014] 其中，压力平衡管上端位于储水罐的气空间内，下端相对位置高于反应堆压力容器的上边缘。

[0015] 其中，注水管上端与储水罐的最低点连接，下端相对位置低于压力平衡管的下边缘。

[0016] 其中，注水管下端出水口呈“S”形。

[0017] 其中，注水管上设有控制阀。

[0018] 其中，蓄水箱上部通过排气管与凝液收集水池联通，蓄水箱下部设有排污阀。

[0019] (三)有益效果

[0020] 本发明提供的安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统，在发生LOCA、MSLB等严重事故时，能够同时为安全壳和反应堆压力容器提供长期冷却，使反应堆安全壳和压力容器始终处于安全状态。该系统具体有如下优点：

[0021] (1)在事故工况下，内部换热器与水箱之间可以直接通过单相水和汽水混合物之间的密度差产生自然循环，不需要人为干预。

[0022] (2)空冷冷凝-冷却器与外部大气之间可实现空气自然循环，及时排走水箱内的热量，大大延长热量导出系统的运行时间，当水箱内热量的增加值小于等于空冷冷凝-冷却器的换热功率时，则系统可实现对安全壳内的长期冷却。

[0023] (3)空冷冷凝-冷却器可以同时对冷却水箱内的水和蒸汽进行冷却，显著减少冷却水的消耗，提高冷却水的利用率，大幅减小冷却水箱的水装量。

[0024] (4)空冷冷凝-冷却器可以对冷却水箱内的水进行冷却，使水温下降，从而使下降管路和上升管路内的密度差增加，自然循环驱动力加大，内部换热器的冷却水流量增加，换热器换热功率提高，可以更有效的导出安全壳内的热量。

[0025] (5)水封装置的设置可以避免冷却水箱受到外部环境的污染，也可以在水箱内压力较高时自动打开，避免冷却水箱超压破坏。

[0026] (6)堆外冷却系统可实现完全非能动运行来淹没压力容器，补水量可利用压力平衡管实现自动调节，无需人为干预和调节。

[0027] (7)“S”形设计可有效防止汽水两相逆向流动出现，避免流量振荡，注水流量稳定。

[0028] (8)非能动堆外冷却系统对冷却水的利用率高，不存在流失浪费，与现有非能动技术相比，在冷却时间相同的情况下显著减少冷却水消耗量，大幅度减小储水罐容积。

[0029] (9)隔离水池的设计有效防止了堆坑中沸腾产生的蒸汽倒流进入储水罐，保证系统能够可靠平稳运行。

附图说明

[0030] 图1为本发明的安全壳冷却系统示意图；

[0031] 图2为本发明的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统示意图。

[0032] 其中，1：内部换热器；2：上升管路；3：下降管路；4、5：隔离阀；6：冷却水箱；7：空冷冷凝-冷却器；8：水封装置；9：冷凝-冷却器空气侧入口；10：冷凝-冷却器空气侧出口；11：空气出口；12：内层混凝土安全壳；13：外层混凝土安全壳；14：储水罐；15：压力平衡管；16：注水管；17：隔离水池；18、24：控制阀；19：连通管；20：反应堆堆坑；21：反应堆压力容器；22：凝液收集水池；23：蓄水箱；25：排气管；26：排污阀。

具体实施方式

[0033] 下面结合附图和实施例，对本发明的具体实施方式作进一步详细描述。以下实例用于说明本发明，但不用来限制本发明的范围。

[0034] 实施例1：

[0035] 结合图1，本发明的安全壳冷却系统主要由内部换热器1、上升管路2、下降管路3、隔离阀4、隔离阀5、冷却水箱6、空冷冷凝-冷却器7连接组成。内部换热器位于内层混凝土安全壳12内靠近侧壁的上部空间；冷却水箱位于外层混凝土安全壳13的外侧，相对位置高于内部换热器，与内部换热器之间分别通过上升管路和下降管路相连，构成闭合回路；空冷冷凝-冷却器为无壳换热器，位于冷却水箱的内部，倾斜布置，传其热管一部分置于水空间，另一部分置于汽空间，用于冷却水箱内的水和蒸汽，显著减少冷却水的消耗量，大幅延长热量导出系统的连续运行时间，实现对安全壳的长期冷却；冷凝-冷却器空气侧入口9开于水箱侧壁靠近底面位置，通过管道联通外部大气环境与空冷冷凝-冷却器的下封头；冷凝-冷却器空气侧出口10开于水箱侧壁靠近上表面的位置，通过管道联通空冷冷凝-冷却器的上封头和内层混凝土安全壳与外层混凝土安全壳构成的环形空间。

[0036] 内部换热器使用高效强化传热管，如外翅片管、整体针翅管等，来提高传热效率；外部空气冷凝-冷却器使用高效强化传热管，如内翅片管、内肋管等，来提高传热效率，减小换热器体积。

[0037] 在上升管路和下降管路上，均设有内部和外部隔离阀组4、5，防止非能动热量导出系统因管路破损带来的放射性物质外泄。

[0038] 冷却水箱的侧壁连接有水封装置8，在非运行工况时将冷却水箱与外部环境隔离，避免水箱中的水受到污染，进而导致管道发生阻塞；在事故工况时，冷却水箱由于工质被加热而压力上升，从而打破水封，使冷却水箱经由水封装置与外部大气联通。水封装置的上部连接管与冷却水箱的气空间联通，下部连接管与冷却水箱的水空间联通，上、下连接管间有管道跨接。

[0039] 在外层混凝土安全壳穹顶中部的上方设有空气出口11，起到引导双层安全壳间空气流动的作用，使空气由冷凝-冷却器入口流经空冷冷凝-冷却器和空冷冷凝-冷却器出口后，由空气出口流出，从而与外部大气环境构成空气自然循环，为空冷冷凝-冷却器提供足够的空气流量。

[0040] 本发明的安全壳冷却系统为非能动安全壳热量导出系统，它单独运行时的工作原理如下：当反应堆主管道发生断裂或主蒸汽管道发生破裂时，会有大量蒸汽被释放进入安全壳，并与安全壳内的空气混合，使安全壳内的温度和压力升高。当安全壳内的压力达到某一阈值时，安全壳内的压力传感器会将高压信号发送至电站主控制室，启动安全壳热量导出系统。当安全壳热量导出系统启动后，冷却水箱内的水由下降管路3流入内部换热器1，并逐步被加热升温，下降管路和上升管路内的水依靠密度差产生自然循环，将安全壳内的热量导入冷却水箱，使冷却水箱6内的温度上升，空冷冷凝-冷却器随之启动运行，空气由冷凝-冷却器空气侧入口9进入空冷冷凝-冷却器7，充分换热后由冷凝-冷却器空气侧出口10流出，经内层混凝土安全壳12和外层混凝土安全壳13的环形空间，最终由空气出口11排入大气，实现空气自然循环，带走冷却水箱内的热量。

[0041] 在事故发生的初期，由于排入安全壳内的蒸汽量较大，使得安全壳内温度上升很快，由内部换热器导入冷却水箱的热量可能高于空冷冷凝-冷却器7的换热功率，使得冷却水箱6内产生蒸汽，水箱内压力升高，当水箱压力高于水封装置8的开启压力时，水封装置自动打开，冷却水箱6直接对空排放，泄压后水封重新建立，隔离冷却水箱6和外部环境。

[0042] 在事故中后期，排入安全壳内的蒸汽量逐渐趋于稳定或随着时间的增加而减少。此时，内部换热器导入冷却水箱的热量将小于等于空冷冷凝-冷却器7的换热能力，空冷冷凝-冷却器7对冷却水箱6内的剩余水和上部蒸汽进行有效的冷却和冷凝，避免冷却水的损耗，进而实现对安全壳内的长期冷却，大大提高了安全壳的安全性。

[0043] 实施例2：

[0044] 结合图2，本发明的安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统主要包括安全壳冷却系统和反应堆压力容器冷却系统两部分。安全壳冷却系统的结构与具体实施例1相同。

[0045] 所述的反应堆压力容器冷却系统主要包括储水罐14、压力平衡管15、注水管16、隔离水池17、控制阀18和24、连通管19、反应堆堆坑20、反应堆压力容器21、凝液收集水池22、蓄水箱23、排气管25和排污阀26。其中，储水罐位于隔离水池的上方，两者之间通过压力平衡管和注水管连接，隔离水池与反应堆堆坑之间通过连通管连接，反应堆压力容器位于反应堆堆坑中，凝液收集水池位于内部换热器下方，经管线依次连接蓄水箱、调节阀和隔离水池。

[0046] 压力平衡管上端位于储水罐的气空间内，下端相对位置高于反应堆压力容器的上边缘，当系统处于备用状态时，管内无水，当发生事故时，保证反应堆压力容器始终淹没在水面以下。

[0047] 注水管上端与储水罐的最低点连接，下端相对位置低于压力平衡管的下边缘。

[0048] 注水管下端出水口采用“S”形设计，防止出水口露出水面时空气从注水管进入储水罐，从而造成管内出现气-液两相逆向流动状态，增加注水阻力，并引起流动振动。

[0049] 隔离水池为一小型水池，池中的水始终保持冷态，防止事故工况时反应堆堆坑中沸腾产生的蒸汽进入储水罐。

[0050] 注水管上设有控制阀，当系统处于备用状态时，控制阀关闭，隔离水池处于无水状态，当发生事故时，控制阀开启，水由储水罐注入隔离水池，并经由连通管进入反应堆堆坑，淹没反应堆压力容器。

[0051] 蓄水箱上部通过排气管与凝液收集水池联通，使凝液收集水池中的水可以顺利流入蓄水箱中，避免管路中出现两相逆流现象；蓄水箱下部设有排污阀，可定期向凝液收集水池中注水来冲洗凝液收集水池、蓄水箱及相关管路，水由排污阀排出，保证回路畅通，防止堵塞。

[0052] 本实施方式安全壳冷却系统为非能动安全壳热量导出系统，反应堆压力容器冷却系统属于非能动堆外冷却系统。非能动安全壳热量导出系统和非能动堆外冷却系统可联合运行也可独立运行。当非能动安全壳热量导出系统独立运行时，控制阀处于关闭状态，内部换热器产生的凝液由凝液收集水池收集并注入蓄水箱中储存。当非能动安全壳热量导出系统和非能动堆外冷却系统联合运行时，控制阀打开，则凝液由蓄水箱流入隔离水池参与对反应堆压力容器的冷却，可节约储水罐中的水量，有效减小储水罐的容积。

[0053] 非能动安全壳热量导出系统和非能动堆外冷却系统联合运行时的工作原理如下：当反应堆主管道发生断裂或主蒸汽管道发生破裂时，会有大量蒸汽被释放进入安全壳，并与安全壳内的空气混合，使安全壳内的温度和压力升高；与此同时，由于堆芯大量失水可能造成堆芯熔毁，堆芯熔融物有可能坍塌至压力容器下封头，若下封头因受到过量热载荷而被熔穿，将可能威胁安全壳的完整性。为了防止堆芯熔融物熔穿压力容器下封头，需要向反应堆堆坑20中注水。此时，需同时启动非能动安全壳热量导出系统和非能动堆外冷却系统。

[0054] 当系统启动后，冷却水箱内的水由下降管路3流入内部换热器1，并逐步被加热升温，下降管路和上升管路内的水依靠密度差产生自然循环，将安全壳内的热量导入冷却水箱，使冷却水箱6内的温度上升，空冷冷凝-冷却器随之启动运行，空气由冷凝-冷却器空气侧入口9进入空冷冷凝-冷却器7，充分换热后由冷凝-冷却器空气侧出口10流出，经内层混凝土安全壳12和外层混凝土安全壳13的环形空间，最终由空气出口11排入大气，实现空气自然循环，带走冷却水箱内的热量。

[0055] 内部换热器1表面产生的凝结水由凝液收集水池22收集并流经蓄水箱23、控制阀24进入隔离水池17中，与由储水罐14经注水管16流入的水在隔离水池17中混合，共同作为反应堆压力容器21的冷却水。当隔离水池17中的水位高于底部的连通管19所在水平位置后，水经由隔离水池17经连通管19流入反应堆堆坑20中，快速淹没反应堆压力容器21。由于隔离水池17与反应堆堆坑20为连通器结构，因此，两者之间的水位是平衡的。当隔离水池17中的水位没过压力平衡管15的下端后，则由储水罐14注入隔离水池17中的冷却水快速减少直至停止。

[0056] 随着反应堆堆芯衰变热的大量释放，处于高温状态的反应堆压力容器21表面持续对反应堆堆坑20中的冷却水进行加热，使得反应堆堆坑20中的水升温，直至发生沸腾蒸发。而此时，主管道破口处也仍然向安全壳内注入蒸汽。蒸汽在内部换热器1表面凝结后，凝结水由凝液收集水池22收集并持续注入反应堆堆坑20中对反应堆压力容器21表面进行冷却，若内部换热器1表面凝结水量大于蓄水箱23向隔离水池17的注水量，则凝水储存于蓄水箱
23中。

[0057] 在事故发生的初期，由于排入安全壳内的蒸汽量较大，使得安全壳内温度上升很快，由内部换热器导入冷却水箱的热量可能高于空冷冷凝-冷却器7的换热功率，使得冷却水箱6内产生蒸汽，水箱内压力升高，当水箱压力高于水封装置8的开启压力时，水封装置自动打开，冷却水箱6直接对空排放，泄压后水封重新建立，隔离冷却水箱6和外部环境。此外，由于内部换热器1表面的凝结水量很大(凝结水主要来自地坑蒸发和破口喷出蒸汽的大量冷凝)，且凝结水会持续注入隔离水池17，保证压力平衡管15的下端始终淹没，因此，储水罐14中消耗的水除初始注入隔离水池17中以外几乎不需消耗。

[0058] 在事故中后期，排入安全壳内的蒸汽量逐渐趋于稳定或随着时间的增加而减少。此时，内部换热器导入冷却水箱的热量将小于等于空冷冷凝-冷却器7的换热能力，空冷冷凝-冷却器7对冷却水箱6内的剩余水和上部蒸汽进行有效的冷却和冷凝，避免冷却水的损耗，进而实现对安全壳内的长期冷却，大大提高了安全壳的安全性。此外，由于内部换热器1表面的凝结水量减小，若反应堆堆坑20中水的蒸发量大于凝液收集量时，水位会因蒸发而下降至低于压力平衡管15的下端，储水罐14恢复注水，直至再次淹没压力平衡管15的下端。
如此反复，始终保证反应堆压力容器21处于淹没状态，无需人为干预。

[0059] 以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。