CN102737738A - 双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及反应堆设计技术,具体涉及一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统。该系统由设置在安全壳内的换热器、安全壳外的冷却水箱以及汽水分离器构成。本发明通过增加冷却水在换热器中的停留时间,迫使其发生相变,通过水相变潜热带走安全壳内大量热量。安全壳温度低于100℃时,系统自然循环流量较低或者为零。当核电站发生严重事故安全壳温度高于100℃时,换热器内的水受热膨胀直至蒸发,分离出来的水回到冷却水箱,蒸汽排入安全壳外大气,系统投运,形成自然循环。整个过程无需核电站操作员干预,并且系统是否投运根据安全壳温度自动选择,实现完全意义上的非能动,大大降低事故时人为干预因素,不依赖外部能源实现安全壳冷却功能。
Description
技术领域
本发明涉及反应堆设计技术,具体涉及一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统。
背景技术
从上世纪八十年代开始,美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究,其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。无论从安全性还是经济性考虑,采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋,采用非能动安全壳热量导出系统,保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热,可以维持安全壳的完整性,缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和安全壳排热的要求,满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的长期冷却的要求。
采用非能动的自然循环冷却方式对核电站事故后双层混凝土安全壳进行降温降压的主要有两种方式:一种为意大利国家电力公司(ENEL)资助的欧盟I NCON计划。为了利用内部冷却水汽化需要大量的汽化潜热这一特征,该方案的整个系统最高点采用负压设计,让内部冷却水提前沸腾,上升的水蒸气在置于顶部换热水箱中的装置中冷却后,通过下降管进入安全壳内换热器。另一种是利用安全壳外的冷却水箱与安全壳内部换热器的高度差及温度差实现自然循环,完成事故后安全壳的冷却功能,此种方案易于工程实施,但冷却水箱必须设置在安全壳较高的位置,并且只有在外部冷却水箱到达一定温度后才会出现系统内部沸腾的现象。
发明内容
本发明的目的在于充分考虑现有技术的特点和不足,提供一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,既易于工程实施,又可实现系统内部沸腾现象。
本发明的技术方案如下:一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,包括设在安全壳内的换热器,以及通过安全壳贯穿件用管道与所述换热器相连接的设置在安全壳外的冷却水箱,其中,所述的换热器与汽水分离器相连接,换热器产生的高温蒸汽通过汽水分离器后直接排入安全壳外大气环境;在所述换热器与冷却水箱相连接的管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的冷却水箱内液位标高的设定应避免单相水在安全壳低温时形成自然循环,延长冷却水在换热器内的停留时间。
更进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,在所述换热器内冷却水沸腾以前,换热器内的水与冷却水箱内的水维持相同的液位。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的汽水分离器位于安全壳的内部,汽水分离器连接穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述换热器连接;汽水分离器分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器分离出的液态水经下降管道回流至所述换热器内;在所述穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的汽水分离器位于安全壳的内部,汽水分离器连接穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道,并通过穿过安全壳贯穿件的下降管道与安全壳外的所述冷却水箱连接;汽水分离器分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱内;在所述穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的汽水分离器位于安全壳的外部,汽水分离器连接与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述冷却水箱连接;汽水分离器分离出的高温蒸汽经上升管道排入大气环境,汽水分离器分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱内;在换热器与汽水分离器相连接的管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的冷却水箱与安全壳外大气连通,冷却水箱的上部设有防尘罩,防尘罩上设有若干个开口向下的弯管。
进一步,如上所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其中,所述的换热器可用换热器组替代。
本发明的有益效果如下:本发明通过增加冷却水在换热器中的停留时间,迫使其发生相变,通过水相变潜热带走安全壳内大量热量。上升的热蒸汽经过设置在安全壳内/外的汽水分离器直接排入大气,分离下来的液态水回流入水箱利用或直接回流入壳内换热器入口进行循环,实现核电站事故后安全壳的非能动冷却功能。与目前国际上流行的双层混凝土安全壳非能动冷却技术相比,本发明不对整个系统进行降压处理,就能够让冷却水在壳内沸腾,带走热量;外部冷却水箱不需要放置在安全壳较高的地方与壳内换热器形成高度差,就可以完成自然循环,既易于工程实施,又可实现系统内部沸腾现象。
附图说明
图1为本发明具体实施例中汽水分离器置于安全壳内部,并采用分离后液态水安全壳内循环的流程示意图;
图2为本发明具体实施例中汽水分离器置于安全壳内部,并采用分离后液态水安全壳外循环的流程示意图;
图3为本发明具体实施例中汽水分离器置于安全壳外部,并采用分离后液态水安全壳外循环的流程示意图。
具体实施方式
下面结合附图与具体实施例对本发明做进一步的详细说明。
双层混凝土安全壳直接蒸发式非能动冷却系统采用非能动技术,发生全厂断电时,在没有操纵员干预的情况下,系统自动投入运行,利用自然循环实现安全壳的长期冷却功能。所述系统包括安全壳内的换热器,以及通过管道与所述换热器相连接的设置在安全壳外的冷却水箱。冷却水箱内液位标高设定应以避免单相水在安全壳低温时形成自然循环,延长冷却水在换热器内的停留时间为目的;这样的布置使得安全壳温度低于一个大气压对应的水的饱和温度(100℃)时,系统循环较低甚至为零。当核电站发生严重事故安全壳温度高于一个大气压对应的水的饱和温度(100℃)时,换热器内的水受热膨胀直至蒸发,分离出来的水回到冷却水箱,蒸汽排入安全壳外大气,系统形成自然循环。整个过程无需核电站操作员干预,并且系统是否投运根据安全壳温度自动选择,实现完全意义上的非能动,大大缓解事故时人为干预因素,不依赖外部能源实现安全壳冷却功能。在换热器内冷却水沸腾以前,确保无法形成液态冷却水的自然循环,增长冷却水在换热器内的贮存时间,换热器内的水与外部冷却水箱维持相同的液位。壳内高温空气、水蒸气等混合气体足以将换热器内冷却水加热至沸腾状态,换热器内液位随之下降,壳外冷却水箱的冷却水得以进入到换热器进行补偿蒸发掉的水蒸气,由此形成自然循环,实现非能动直接蒸发式的冷却功能。为了收集上升过程中的液态水,增加该系统的运行时间,可以采用多种方式对上升过程中的冷却水进行收集。
以下介绍几种具体的实施例。
实施例1
如图1所示,双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统包括设在安全壳6内部的换热器1,以及通过安全壳贯穿件4用管道与所述换热器1相连接的设置在安全壳6外部的冷却水箱3,换热器1上设有用于连接单个光管的联箱7、8。所述的换热器1与汽水分离器2相连接,换热器1产生的高温蒸汽通过汽水分离器2后直接排入安全壳外大气环境。本实施例的汽水分离器2位于安全壳6的内部,汽水分离器2连接穿过安全壳贯穿件4与大气相通的上升管道,并通过穿过安全壳贯穿件4的下降管道与安全壳外的所述冷却水箱3连接。汽水分离器2分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器2分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱3内进行循环利用。在所述换热器1与冷却水箱3相连接的管道位于安全壳6外侧的管段上设有隔离阀5,汽水分离器2的上升管道和下降管道位于安全壳6外侧的管段上也分别设有隔离阀5,在安全壳内设备发生破损时进行隔离阻止安全壳内放射性物质外泄,保持核电站第三道屏障—安全壳的完整性。
所述的冷却水箱3与安全壳外大气连通,冷却水箱3的上部设有防尘罩,防尘罩上设有若干个开口向下的弯管9,保证所述冷却水箱3液位在安全壳需要进行热量导出时顺利下降,从而保证自然循环的建立。
实施例2
如图2所示,双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统包括设在安全壳6内部的换热器1,以及通过安全壳贯穿件4用管道与所述换热器1相连接的设置在安全壳6外部的冷却水箱3,换热器1上设有用于连接单个光管的联箱7、8。所述的换热器1与汽水分离器2相连接,换热器1产生的高温蒸汽通过汽水分离器2后直接排入安全壳外大气环境。本实施例的汽水分离器2位于安全壳6的内部,汽水分离器2连接穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述换热器1连接;汽水分离器2分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器2分离出的液态水经下降管道回流至所述换热器1内进行循环利用。在所述换热器1与冷却水箱3相连接的管道位于安全壳6外侧的管段上设有隔离阀5,汽水分离器2的上升管道位于安全壳6外侧的管段上也设有隔离阀5,在安全壳内设备发生破损时进行隔离阻止安全壳内放射性物质外泄,保持核电站第三道屏障—安全壳的完整性。
所述的冷却水箱3与安全壳外大气连通,冷却水箱3的上部设有防尘罩,防尘罩上设有若干个开口向下的弯管9,保证所述冷却水箱3液位在安全壳需要进行热量导出时顺利下降,从而保证自然循环的建立。
实施例3
如图3所示,双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统包括设在安全壳6内部的换热器1,以及通过安全壳贯穿件4用管道与所述换热器1相连接的设置在安全壳6外部的冷却水箱3,换热器1上设有用于连接单个光管的联箱7、8。所述的换热器1与汽水分离器2相连接,换热器1产生的高温蒸汽通过汽水分离器2后直接排入安全壳外大气环境。本实施例的汽水分离器2位于安全壳6的外部,汽水分离器2连接与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述冷却水箱3连接;汽水分离器2分离出的高温蒸汽经上升管道排入大气环境,汽水分离器3分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱3内进行循环利用。在所述换热器1与冷却水箱3相连接的管道位于安全壳6外侧的管段上设有隔离阀5,换热器1与汽水分离器2相连接的管道位于安全壳外侧的管段上也设有隔离阀5,在安全壳内设备发生破损时进行隔离阻止安全壳内放射性物质外泄,保持核电站第三道屏障—安全壳的完整性。
所述的冷却水箱3与安全壳外大气连通,冷却水箱3的上部设有防尘罩,防尘罩上设有若干个开口向下的弯管9,保证所述冷却水箱3液位在安全壳需要进行热量导出时顺利下降,从而保证自然循环的建立。
本发明以上各个实施例中的换热器1均可以用换热器组进行替换,采用换热器组可进一步加大安全壳内部的换热量。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (10)
1.一种双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,包括设在安全壳(6)内部的换热器(1),以及通过安全壳贯穿件(4)用管道与所述换热器(1)相连接的设置在安全壳(6)外部的冷却水箱(3),其特征在于:所述的换热器(1)与汽水分离器(2)相连接,换热器(1)产生的高温蒸汽通过汽水分离器(2)后直接排入安全壳外大气环境;在所述换热器(1)与冷却水箱(3)相连接的管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀(5)。
2.如权利要求1所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的冷却水箱(3)内液位标高的设定应避免单相水在安全壳低温时形成自然循环,延长冷却水在换热器内的停留时间。
3.如权利要求2所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:在所述换热器(1)内冷却水沸腾以前,换热器(1)内的水与冷却水箱(3)内的水维持相同的液位。
4.如权利要求3所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的汽水分离器(2)位于安全壳(6)的内部,汽水分离器(2)连接穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述换热器(1)连接;汽水分离器(2)分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器(2)分离出的液态水经下降管道回流至所述换热器(1)内。
5.如权利要求3所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的汽水分离器(2)位于安全壳(6)的内部,汽水分离器(2)连接穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道,并通过穿过安全壳贯穿件的下降管道与安全壳外的所述冷却水箱(3)连接;汽水分离器(2)分离出的高温蒸汽经上升管道排入安全壳外大气环境,汽水分离器(2)分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱(3)内。
6.如权利要求4或5所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:在所述的穿过安全壳贯穿件与大气相通的上升管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀(5)。
7.如权利要求5所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:在所述的汽水分离器(2)与冷却水箱(3)相连接的下降管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀(5)。
8.如权利要求3所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的汽水分离器(2)位于安全壳(6)的外部,汽水分离器(2)连接与大气相通的上升管道,并通过下降管道与所述冷却水箱(3)连接;汽水分离器(2)分离出的高温蒸汽经上升管道排入大气环境,汽水分离器(3)分离出的液态水经下降管道进入所述冷却水箱(3)内;在换热器(1)与汽水分离器(2)相连接的管道位于安全壳外侧的管段上设有隔离阀(5)。
9.如权利要求3所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的冷却水箱(3)与安全壳外大气连通,冷却水箱的上部设有防尘罩,防尘罩上设有若干个开口向下的弯管。
10.如权利要求1-9中任意一项所述的双层混凝土安全壳非能动直接蒸发式冷却系统,其特征在于:所述的换热器(1)可用换热器组替代。
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Country Status (1)
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---|---|
CN (1) | CN102737738B (zh) |
Cited By (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103267423A (zh) * | 2013-05-10 | 2013-08-28 | 中国核电工程有限公司 | 核电站安全壳内的热交换器 |
CN103956193A (zh) * | 2014-03-31 | 2014-07-30 | 中国核电工程有限公司 | 一种非能动安全壳热量导出系统 |
WO2015010398A1 (zh) * | 2013-07-26 | 2015-01-29 | 中广核工程有限公司 | 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却方法及系统 |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 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 |
CN105355239A (zh) * | 2015-11-05 | 2016-02-24 | 中国核电工程有限公司 | 非能动安全壳冷却系统 |
CN106531244A (zh) * | 2016-11-28 | 2017-03-22 | 哈尔滨工程大学 | 一种可用于浮动核电站的非能动安全壳冷却系统 |
CN106782698A (zh) * | 2016-11-28 | 2017-05-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用喷射技术的长期高效非能动安全壳冷却系统 |
CN108630327A (zh) * | 2017-03-24 | 2018-10-09 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 非能动安全壳换热器系统 |
CN108630328A (zh) * | 2017-03-24 | 2018-10-09 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 非能动安全壳内置换热器系统 |
CN111785399A (zh) * | 2020-07-06 | 2020-10-16 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种用于海洋核动力平台热量导出的系统 |
CN112071451A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统 |
CN113035393A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热系统 |
CN113140335A (zh) * | 2021-04-02 | 2021-07-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种带有内部换热器防护装置的非能动安全壳热量导出系统 |
CN113205893A (zh) * | 2021-04-02 | 2021-08-03 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电站堆芯淹没水池的布置方法及系统 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN102081976A (zh) * | 2009-11-27 | 2011-06-01 | 上海核工程研究设计院 | 大容量完全非能动安全壳冷却系统 |
-
2012
- 2012-06-25 CN CN201210214143.3A patent/CN102737738B/zh active Active
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5049353A (en) * | 1989-04-21 | 1991-09-17 | Westinghouse Electric Corp. | Passive containment cooling system |
CN102081976A (zh) * | 2009-11-27 | 2011-06-01 | 上海核工程研究设计院 | 大容量完全非能动安全壳冷却系统 |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
张廷祥 等: "非能动安全壳冷却系统水分配装置设计", 《核动力工程》 * |
王建瑜 等: "AC600非能动安全壳冷却系统的概率安全分析", 《核动力工程》 * |
Cited By (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103267423A (zh) * | 2013-05-10 | 2013-08-28 | 中国核电工程有限公司 | 核电站安全壳内的热交换器 |
WO2015010398A1 (zh) * | 2013-07-26 | 2015-01-29 | 中广核工程有限公司 | 核电厂安全壳及乏燃料水池事故后中长期冷却方法及系统 |
GB2531479A (en) * | 2013-07-26 | 2016-04-20 | China Nuclear Power Eng Co Ltd | Mid-long term cooling method and system for containment and spent fuel pool in nuclear power plant after occurring accident |
GB2531479B (en) * | 2013-07-26 | 2020-10-14 | China Nuclear Power Eng Co Ltd | Mid-long term cooling method and system for containment and spent fuel pool in nuclear power plant after occurring accident |
CN103956193A (zh) * | 2014-03-31 | 2014-07-30 | 中国核电工程有限公司 | 一种非能动安全壳热量导出系统 |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 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 |
CN106104701A (zh) * | 2014-07-24 | 2016-11-09 | 哈尔滨工程大学 | 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 |
CN105355239A (zh) * | 2015-11-05 | 2016-02-24 | 中国核电工程有限公司 | 非能动安全壳冷却系统 |
CN106531244A (zh) * | 2016-11-28 | 2017-03-22 | 哈尔滨工程大学 | 一种可用于浮动核电站的非能动安全壳冷却系统 |
CN106782698A (zh) * | 2016-11-28 | 2017-05-31 | 哈尔滨工程大学 | 一种采用喷射技术的长期高效非能动安全壳冷却系统 |
CN108630328A (zh) * | 2017-03-24 | 2018-10-09 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 非能动安全壳内置换热器系统 |
CN108630327A (zh) * | 2017-03-24 | 2018-10-09 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 非能动安全壳换热器系统 |
CN108630327B (zh) * | 2017-03-24 | 2023-08-25 | 国核示范电站有限责任公司 | 非能动安全壳换热器系统 |
CN111785399A (zh) * | 2020-07-06 | 2020-10-16 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种用于海洋核动力平台热量导出的系统 |
CN111785399B (zh) * | 2020-07-06 | 2023-06-20 | 武汉第二船舶设计研究所(中国船舶重工集团公司第七一九研究所) | 一种用于海洋核动力平台热量导出的系统 |
CN112071451A (zh) * | 2020-09-15 | 2020-12-11 | 哈尔滨工程大学 | 一种压水堆多功能双层混凝土安全壳系统 |
CN113035393A (zh) * | 2021-03-05 | 2021-06-25 | 哈尔滨工程大学 | 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热系统 |
CN113035393B (zh) * | 2021-03-05 | 2022-11-18 | 哈尔滨工程大学 | 一种自驱动抽气式非能动安全壳排热系统 |
CN113140335A (zh) * | 2021-04-02 | 2021-07-20 | 中国核电工程有限公司 | 一种带有内部换热器防护装置的非能动安全壳热量导出系统 |
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