CN101710494A - 一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置 - Google Patents

Abstract

本发明公开了属于核电站安全设备与技术领域的一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置。该核电站严重事故缓解装置位于安全壳内壁上，由紧贴安全壳内壁的不锈钢支架将两根超导热管、一根的金属水冷管、一根玻璃真空管固定和支撑在安全壳内壁上，构成的“口”字格，即由“口”字格在安全壳内壁上形成具有吸能的整体的防护层，在核电站安全壳内组成三个完整的非能动自然循环回路；在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能；核电站严重事故缓解装置与空冷塔外部冷却装置连接。在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能。该系统的后备安全性好，结构简单、性能稳定、可靠性高实施方便，控制简单的核电站严重事故缓解装置。

Description

一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置

技术领域

本发明属于核电站安全设备与技术领域，特别涉及一种核电站严重事故非能动排热装置。具体说，是在核电站出现超设计基准的严重事故时，利用具有较强的吸热功能的装置，及时和迅速排出热量，实现抑制或减缓反应堆严重事故所造成的影响，使严重事故得到缓解，降低事故危害。

背景技术

安全壳是核反应堆的最后一道屏障，具有后备的安全性。美国三里岛事故很大程度上是由于安全壳的存在极大地降低了事故造成的危害。因此，为了保证安全壳能在核电站严重事故下发挥其安全功能，避免其失效，一般采取保守的设计、甚至通过增加安全壳厚度来实现。在先进反应堆的研究和设计中，人们越来越关注严重事故的预防和缓解措施，采用可靠性高的安全措施则是一个重要的标志。美国西屋公司的AP1000则在其外增加了非能动的安全冷却设施。在法国的第三代新型压水堆中采取了双层安全壳来实现这一目标。而清华大学设计的高温气冷堆则在把安全壳放入堆舱内，舱壁加水冷壁来实现严重事故下的堆芯余热的排出。所以，在未来的先进核电站中，及时迅速地排出堆芯热量，是核电站设计中要考虑的重要问题。要解决在严重事故工况下的事故缓解问题，必须有一种能够在发生严重事故的工况下，快速直接实现对核电中能量传递，防止堆芯融化和严重事故的发展，进而实现对放射性释放等关键要素的控制，以保证核电站乃至周围环境的安全。

发明内容

本发明的目的是提供针对现有技术的不足提出一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置是一种利用超导介质热管、玻璃真空管、金属水冷管组成的综合结构来导出余热和实现长期冷却，并实现对核电站安全壳加强保障的严重事故缓解装置，该核电站严重事故缓解装置位于安全壳内壁上，由紧贴安全壳内壁的不锈钢支架将两根超导热管、一根的金属水冷管、一根玻璃真空管固定和支撑在安全壳内壁上，构成的“口”字格，即由“口”字格在安全壳内壁上形成具有吸能的整体的防护层，在核电站安全壳内组成三个完整的非能动自然循环回路；在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能；核电站严重事故缓解装置与空冷塔外部冷却装置连接。

所述超导介质热管在安全壳内汇集到安全壳上端后再出安全壳，这样以减少安全壳的贯穿件，提高整个安全壳的安全性；整个网状系统结构被安装安全壳内内壁上形成具有吸能整体的防护层；超导介质热管内介质在1000克的去离子水或高纯水中含重铬酸钾30～50克，过硼酸钠10～15克，硼酸3～5克，过氧化钠1～3克，氢氧化铝0.5～1.5克，三氧化二钴0.2～0.5克，二氧化锰0.2～0.5克；混合后注入低碳钢的热管内；超导介质热管内介质具有超常的热活性、热敏感性和超强导热性能，其导热系数的范围是纯银的300到3000倍，在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度；并能以超音速传递的速度传递热量；

所述玻璃真空管的基本结构是在涂有具有光谱选择性的Wu-AlNx金属陶瓷复合涂层的吸热管外面套上密封的玻璃管，抽去玻璃管与吸热管之间的空气，形成真空，具有抗冷冻、启动速度快、热效高的特点。

所述金属水冷管由不锈钢或黄铜制成，组成的水冷壁受热，

所述核电站严重事故缓解装置的基本“口”字网状系统结构具有非能动的安全系统运行方式。

本发明与现有技术相比，具有以下突出优点及效果：本发明提供的高效的非能动排热的核电站严重事故缓解装置，是一种利用超导介质热管、玻璃真空管、金属水冷管组成的综合结构的非能动排热装置，利用超导介质热管在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度；并能以超音速传递的速度传递热量的特点，实现在核电站严重事故时，以极快的速度吸收堆芯喷出的高温高压冷却剂所具有的热量，减弱核电站严重事故所带来的影响，适用范围广，超导管可以在很宽的温度变化范围内运行，而普通热管和其他传热管则无法做到，特别是适用于湿度大的环境。该装置是结构简单可靠，安装简便，具有非能动的特点。该装置长期稳定运行，性能可靠。并且可以在有一定压力条件下有效地使用，对抑制或减缓冷却剂丧失事故的危害有明显效果，是先进反应堆的重要技术之一。市场化、推广应用价值高。

附图说明

图1为非能动排热的核电站严重事故缓解装置示意图。

图2为核电站严重事故缓解装置的基本“口”字网状系统图。

图3为事故缓解装置内交叉管子的固定及连接方式图。

具体实施方式

本发明是提供了一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置。下面结合附图对本发明的具体结构、工作过程和最佳实施方式作进一步说明。在发生核电站严重事故时，由于冷却剂喷射到安全壳内部空间，可能造成安全壳内温度和压力的上升。本核电站严重事故缓解装置利用超导介质热管、玻璃真空管、金属水冷管组成的综合结构的特性，对反应堆释放的能量进行吸收和减弱，达到缓解反应堆严重事故的目的。

图1是非能动排热的核电站严重事故缓解装置系统示意图。在核电站安全壳1内组成三个完整的非能动自然循环回路。第一回路：在反应堆严重事故时，安全壳1内的由金属管2组成安全壳的水冷壁，加热后的热流体上升汇集到金属管上联箱5，再到达空冷塔8内的第一空冷器7，与冷却塔8中的冷空气发生热量交换后，冷流体流回到安全壳1内的金属管下联箱12，形成自然循环回路。第二回路：反应堆严重事故时，安全壳1内的玻璃真空管4组成真空管束受热，加热后的热流体上升汇集到玻璃真空管上联箱6，再到达空冷塔8内的第二空冷器9，与冷却塔8中的冷空气发生热量交换后，冷流体流回到安全壳1内的玻璃真空管下联箱11，形成自然循环回路。第三回路：反应堆严重事故时，安全壳1内的超导介质热管3受热，使换热器14内的超导介质热管部分温度升高，加热换热器14中的水，换热器14中的水受热后流到第三空冷器10中，与冷却塔8中的冷空气发生热量交换，导出内部的热量。冷却塔8中的第一空冷器7，第二空冷器9，第三空冷器10是等高均匀布置的。

图2为非能动排热缓解装置安全壳内的具体布置和“口字”基本构造图，图中最外部是核电站安全壳1，紧贴安全壳1内壁的不锈钢支架13对金属水冷管2、超导介质热管3、玻璃真空管4起固定和支撑作用。不锈钢支架13通过固定在其上的圆形套管15将两根超导介质热管3、一根的金属水冷管2、一根玻璃真空管4固定，构成“口”字格；金属水冷管2在安全壳1内汇集到普通金属管联箱5后再出安全壳1，玻璃真空管4在安全壳1内汇集到玻璃真空管联箱6后再出安全壳1，超导介质热管3在安全壳1内汇集安全壳上端后再出安全壳1，这样可以减少安全壳的贯穿件，提高整个安全壳的安全性。整个网状系统结构被安装在安全壳内内壁上，形成具有吸能整体的防护层；超导介质热管内介质在1000克的去离子水或高纯水中含重铬酸钾30～50克，过硼酸钠10～15克，硼酸3～5克，过氧化钠1～3克，氢氧化铝0.5～1.5克，三氧化二钴0.2～0.5克，二氧化锰0.2～0.5克；混合后注入低碳钢的热管内；超导介质热管内介质具有超常的热活性、热敏感性和超强导热性能，其导热系数的范围是纯银的300到3000倍，在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度；并能以超音速传递的速度传递热量；在发生严重事故时，执行和完成吸收热量，起到安全保障功能。该装置可以根据工作需要加工成各类形状和不同大小。其中该装置基本结构为“口”字形状，由两根超导热管3、一根金属水冷管2、一根玻璃真空管4构成的“口”字格构成。即平行于地面的是两根超导热管3，垂直地面的分别为一根的金属水冷管2、一根玻璃真空管4。更多的超导热管主要考虑到其良好的换热特性和安装特点。

图3为事故缓解装置内交叉管道的固定及连接方式图，图中为“口”字基本结构中相交的两根管子连接和固定的方式，使用圆形套管15通过螺栓固定在不锈钢支架13上。管子在径向方向上不能移动，但是在轴向方向上可以移动，这样可以避免由于安全壳内的温度的变化引起的管子的变形和断裂。

所述超导介质热管3是本核电站严重事故缓解装置的关键部件，在严重事故发生和发展时，实现对事故特别是安全壳直接加热类事故起到吸能的作用，是一种自然的固有安全的方式。超导介质热管3结构还可以按照安全壳内空间的状况和其它系统的状况，按照本发明的基本原理，可制造各类型号大小的装置。其特点是：适用范围广；导热性好；单根或数根破损系统不受影响；运行热管热容极低；升温快，特别严重事故下，可以在高温状态下，利用辐射换热吸收热量；可消除导热死区。水及其它液体工质在高温相变过程中和母管金属有不同形式的化学反应，如水热管内就易产生氢气等不凝气体，从而在热管上部形成导热死区，影响传热效果，而超导介质热管不存在此问题。安装方便，不受安装位置限制。一般热管必须依靠重力实现液体的循环(称重力式热管)。超导热管可任意安装，只要有温差就可传热。

所述玻璃真空管4为真空溅射具有光谱选择性的Wu-AlNx金属陶瓷复合涂层，该涂层的玻璃真空管，其吸收率大于0.92，红外发射率小于0.6，平均热损为0.9W/(m²·℃)，真空度小于5×10^-3pa，采用性能相当于美国的高硼硅3.3特硬玻璃制造。

Claims (6)

1.一种非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置是一种利用超导介质热管、玻璃真空管、金属水冷管组成的综合结构来导出余热和实现长期冷却，并实现对核电站安全壳加强保障的严重事故缓解装置，该核电站严重事故缓解装置位于安全壳内壁上，由紧贴安全壳内壁的不锈钢支架将两根超导热管、一根的金属水冷管、一根玻璃真空管固定和支撑在安全壳内壁上，构成的“口”字格，即由“口”字格在安全壳内壁上形成具有吸能的整体的防护层，在核电站安全壳内组成三个完整的非能动自然循环回路；在发生严重事故时，执行和完成安全保障功能；核电站严重事故缓解装置与空冷塔外部冷却装置连接。

2.根据权利要求1所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述超导介质热管在安全壳内汇集到安全壳上端后再出安全壳，这样以减少安全壳的贯穿件，提高整个安全壳的安全性；整个网状系统结构被安装在安全壳内壁上形成具有吸能整体的防护层；超导介质热管内介质在1000克的去离子水或高纯水中含重铬酸钾30～50克，过硼酸钠10～15克，硼酸3～5克，过氧化钠1～3克，氢氧化铝0.5～1.5克，三氧化二钴0.2～0.5克，二氧化锰0.2～0.5克；混合后注入低碳钢的热管内；超导介质热管具有超常的热活性、热敏感性和超强导热性能，其导热系数的范围是纯银的300到3000倍，在传导方向上温度的衰减达到可以忽略的程度；并能以超音速传递的速度传递热量；

3.根据权利要求1所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述玻璃真空管的基本结构是在涂有具有光谱选择性的Wu-AlNx金属陶瓷复合涂层的吸热管外面套上密封的玻璃管，抽去玻璃管与吸热管之间的空气，形成真空，具有抗冷冻、启动速度快、热效高的特点。

4.根据权利要求1所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述金属水冷管由不锈钢或黄铜制成，组成安全壳的水冷壁。

5.根据权利要求1所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述核电站严重事故缓解装置的基本“口”字网状系统结构具有非能动的安全系统运行方式。

6.根据权利要求1所述非能动排热的核电站严重事故缓解装置，其特征在于，所述玻璃真空管的基本结构是在涂有光谱选择性涂层的吸热管外面套上密封的玻璃管，抽去玻璃管与吸热管之间的空气，形成真空，具有抗冷冻、启动速度快、热效高的特点。

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