CN102831942B - 核电站乏燃料水池应急冷却系统 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种核电站乏燃料水池应急冷却系统,其包括与乏燃料水池连接的取水管线和进水管线、分别安装于取水管线和进水管线上的取水接口和进水接口,还包括循环冷却泵和换热器,循环冷却泵的入口与取水接口连接、出口与换热器的热侧入口连接,换热器的热侧出口与进水接口连接,从而构建成闭式的冷却回路,循环冷却泵和换热器都由可移动电源提供动力。与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:在超设计基准工况下,利用不依赖核电站原有水源和电源的循环冷却泵和换热器,通过循环冷却的方式持续导出乏燃料水池中燃料组件的余热,保证了乏燃料组件余热的及时导出,预防了严重事故的发生,有效提高了核电站的安全性。
Description
技术领域
本发明涉及一种核电站的安全系统,更具体地说,涉及一种用于核电站事故工况下的乏燃料水池应急冷却系统。
背景技术
由于燃料组件在相当长的时间内均会产生可观的衰变热,因此现有的压水堆核电站通常对乏燃料组件采用湿式贮存方式,即将核电站运行过程中产生的乏燃料组件,以及全堆芯卸料时未达后处理燃耗深度的燃料组件,贮存在专门的乏燃料水池中,并维持水没过燃料组件的状态,从而使燃料组件的衰变热经由乏燃料水池冷却系统排往最终热阱(海洋、江河、大气等),以保证适合乏燃料组件长期贮存的环境,这也是核安全三要素“反应性控制、余热排出、放射性包容”中的一条。
然而,湿式贮存的乏燃料组件一旦失去冷却,其产生的衰变热将使池水温度上升,直至沸腾,并引起一系列可信和潜在的事故后果:(1)产生大量蒸汽并弥漫在水池房间以及相邻房间,导致相应的厂房高温、高湿,人员不可达,难以开展事故处理等相关操作;(2)长期高温、高湿的环境对燃料厂房的混凝土结构也是极大的考验;(3)池水的沸腾可能引起乏燃料组件局部传热恶化,对燃料组件包壳的完整性构成威胁;(4)如果没有有效的冷却手段,乏燃料水池的水位将因池水蒸发损失而不断降低,燃料组件一旦裸露,将导致局部损伤,不仅可能改变乏燃料贮存必须的次临界几何形状,更会引起燃料组件包壳的破损,导致放射性向环境不可控的大剂量释放,直接导致另两个核安全要素“反应性控制、放射性包容”的突破。
在现有的乏燃料组件湿式贮存技术中,相应的乏燃料水池冷却系统在设计时都考虑了安全停堆地震(SSE)、丧失厂外电(LOOP),甚至飞机撞击(ACP)以及超设计基准工况全厂断电(SBO)等情况,如中国专利申请第200920129716.6号所揭示的核电站乏燃料水池冷却和净化系统。但是,根据福岛核事故经验反馈,在“一址多堆”共因失效事故(如海啸、洪水等)中,将因失去SBO电源、完全丧失最终热阱(TLOCC)而引起乏燃料水池冷却系统失效,进而导致前述的严重后果,现有的简单补水措施仅仅是缓解手段,虽能维持燃料组件的淹没,但前面述及的其它严重后果仍然存在。
有鉴于此,确有必要提供一种能够解决上述问题的核电站乏燃料水池应急冷却系统。
发明内容
本发明的目的在于:提供一种移动式的乏燃料水池应急冷却系统,以实现在超核电站设计基准工况下持续导出乏燃料水池中燃料组件的余热,保证乏燃料组件的安全。
为了实现上述发明目的,本发明一种核电站乏燃料水池应急冷却系统,其包括与乏燃料水池连接的取水管线和进水管线、分别安装于取水管线和进水管线上的取水接口和进水接口,还包括循环冷却泵和换热器,循环冷却泵的入口与取水接口连接、出口与换热器的热侧入口连接,换热器的热侧出口与进水接口连接,从而构建成闭式的冷却回路,循环冷却泵和换热器都由可移动电源提供动力。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述取水接口、换热器以及进水接口的前后均设置有隔离阀。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述取水接口、循环冷却泵、换热器、进水接口之间的连接都通过金属软管实现,取水接口和换热器之间的隔离阀设在循环冷却泵和换热器之间。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,还包括监测和控制系统运行的测量控制模块,换热器的前后分别设置有温度传感器,冷却回路上还设置有流量监测器,温度传感器和流量监测器都通过信号线连接至测量控制模块。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述换热器为使用大气做为最终热阱的水-空气换热器,其热侧介质在封闭的冷却通道内流动,并采用鼓风装置使空气流过换热面的冷侧。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述应急冷却系统还设有布水装置,布水装置包括泵和喷淋装置,布水装置的泵将一定量的冷却水通过喷淋装置雾化后均匀地喷洒在换热面的冷侧。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述布水装置与水-空气换热器为一体,冷却水则由专门配备的冷却水贮存箱来补偿蒸发损耗。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述可移动电源为燃油发电机组,循环冷却泵、水-空气换热器的鼓风装置、布水装置都由燃油发电机组提供动力。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,所述燃油发电机组设有在线补油接口,冷却水贮存箱设有补水接口。
作为本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的一种改进,除了与乏燃料水池固定连接的取水管线、进水管线、取水接口、进水接口和相应隔离阀外,应急冷却系统的其他装置分别集成为两至三个模块,且每个模块装设于一个移动平台上,不同模块之间设置电源、冷却水、乏燃料水池冷却剂的快速接口,以实现系统的模块化和机动性。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:在超设计基准工况下,利用不依赖核电站原有水源和电源的循环冷却泵和换热器,通过循环冷却的方式持续导出乏燃料水池中燃料组件的余热,保证了乏燃料组件余热的及时导出,预防了严重事故的发生,有效提高了核电站的安全性。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式,对本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统和其有益技术效果进行详细说明,其中:
图1是本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的结构示意图。
图2是本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统的模块示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案和有益技术效果更加清晰,以下结合附图和具体实施方式,对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是,本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明,并不是为了限定本发明。
请参见图1和图2所示,本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统包括:与乏燃料水池90连接的取水管线10和进水管线12、分别安装于取水管线10和进水管线12上的取水接口100和进水接口120、循环冷却泵30、换热器40以及必要的管线和阀门。其中,循环冷却泵30的入口通过金属软管14与取水接口100连接,出口通过金属软管14与换热器40的热侧入口连接,换热器40的热侧出口则通过金属软管14与进水接口120连接,从而构建成闭式的冷却回路,通过依次启动换热器40和循环冷却泵30,可以实现对乏燃料水池90中池水的持续冷却。
在使用本发明应急冷却系统对乏燃料水池90进行冷却时,乏燃料水池的冷却剂通过取水管线10和取水接口100,经循环冷却泵30进入换热器40换热,最后再通过进水接口120和进水管线12返回乏燃料水池90中。为了方便冷却剂流量的控制,取水接口100、换热器40以及进水接口120的前后均设置隔离阀160、162、164、166,其中取水接口100和换热器40之间的隔离阀162设在循环冷却泵30和换热器40之间。
另外,为了便于监测和控制应急冷却系统的运行,在换热器40前后分别设置有温度传感器60、62,冷却回路上还设置有流量监测器64,温度传感器60、62和流量监测器64都通过信号线连接至测量控制模块66,测量控制模块66根据接收到的信号对整个系统的运行进行控制,以保证系统的稳定运行。
为了不依赖核电站固有的冷却水供应系统,本发明使用水-空气换热器40来带走乏燃料水池中燃料组件的衰变热,该换热器40直接使用大气做为最终热阱,保证了工作的可靠性和独立性。为了保证水-空气换热器40的热侧形成闭式回路以避免低放射性液体外逸到环境中,本发明使用的水-空气换热器40的热侧介质(即乏燃料水池的冷却剂)是在封闭的冷却通道(如冷却盘管等)内流动。为了提高水-空气换热器40的冷却效果,减小其尺寸和重量,本发明通过为热侧冷却通道增加翅片等方法来增加换热面积,同时采用轴流风机42或其他鼓风装置使空气流过换热面的冷侧,从而冷却热侧介质。为了进一步强化换热,本发明还通过布水装置的泵44将一定量的冷却水通过喷淋装置46雾化,并均匀地喷洒在换热面的冷侧。布水装置与水-空气换热器40是一体的,冷却水则由专门配备的冷却水贮存箱70来补偿蒸发损耗。为了减小冷却水贮存箱70的尺寸,减少冷却水的消耗,喷淋流量和雾化效果应达到最合适的值。
为了不依赖核电站固有的电源供应系统,本发明提供一台车载的燃油发电机组80,用于为循环冷却泵30、水-空气换热器40的鼓风装置、布水装置等使用动力的用电设备提供电源。在其他实施方式中,本发明的用电设备还可以由其他可移动电源提供动力,如大容量电池等。
为实现应急冷却系统的连续运行,本发明的燃油发电机组80设有在线补油接口82,冷却水贮存箱70设有补水接口(图未示)。
由于本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统主要是在超设计基准工况下使用,为了实现系统的快速可靠移动和便于连接,除了与乏燃料水池90固定连接的取水管线10、进水管线12、取水接口100、进水接口120和隔离阀160等外,本发明的所有其他装置都集成为两至三个模块(图2所示为两个模块,根据实际情况也可以改装为三个模块),并将每个模块装设在一个移动平台20(如集装箱车)上。
请参阅图2,根据设备规模大小和连接的方便性,将循环冷却泵30、燃油发电机组80、测量控制模块66、冷却水贮存箱70等集成为模块一,将水-空气换热器40、布水装置(包括泵44和喷淋装置46)、鼓风装置及隔离阀162、164集成为模块二,模块一和模块二分别装设在一个移动平台20上,在不同模块之间设置电源、冷却水、乏燃料水池冷却剂等的快速接口,从而实现系统的模块化和机动性,实现根据需要运输至核电厂并快速组装,进而执行功能。
需要指出的是,由于现有的乏燃料水池冷却系统设计本身是满足抗设计基准地震(SSE)要求的,因此可以借用现有冷却系统从乏燃料水池取水以及返回乏燃料水池的管线作为取水管线10和进水管线12,通过在旧管线上增加接口的方式(适用于旧电厂的改造)为本发明接入乏燃料水池提供接口100、120。在不方便使用旧管线或者新建电站的情况下,可以为本发明预留专用的接口100、120。
当现有的核电站乏燃料水池冷却系统在超设计基准工况下失效而需要使用本发明的应急冷却系统时,首先利用车等移动设备将各模块运输至核电站,再分别将模块一和模块二、模块一和上游的取水接口100、模块二和下游的进水接口120之间利用金属软管14连接好,之后打开燃油发电机组80为用电设备(循环冷却泵30、鼓风装置和布水装置等)进行供电,再打开冷却回路上的隔离阀和水-空气换热器40,启动循环冷却泵30,开始对乏燃料水池进行冷却。
在冷却过程中,必须及时关注燃油发电机组80油箱内的油量和冷却水贮存箱70中的水量,并在不足时及时予以补充。
通过以上描述可知,本发明核电站乏燃料水池应急冷却系统具有以下优点:(1)独立于原固定式冷却装置,具有可移动性;(2)自给动力,不依赖电厂原有电源供应系统;(3)独立的空气冷却手段,不依赖电厂原有冷却水供应系统;(4)高度集成和模块化,组装便捷,运行方式灵活;(5)高度机动,可相对核电厂址实现异地存储,避免遭受与核电厂相同的外部灾害,生存能力强;(6)可扩展应用至核电站其它需要排出余热的场合。因此,能够在超设计基准事故工况下(包括但不限于:全厂断电、完全丧失最终热阱)为乏燃料水池提供持续循环冷却,有效保证乏燃料水池的池水不沸腾,避免严重事故的发生。
根据上述原理,本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式,对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外,尽管本说明书中使用了一些特定的术语,但这些术语只是为了方便说明,并不对本发明构成任何限制。
Claims (10)
1.一种核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:包括与乏燃料水池连接的取水管线和进水管线、分别安装于取水管线和进水管线上的取水接口和进水接口,还包括循环冷却泵和换热器,循环冷却泵的入口与取水接口连接、出口与换热器的热侧入口连接,换热器的热侧出口与进水接口连接,从而构建成闭式的冷却回路,循环冷却泵和换热器都由可移动电源提供动力;取水接口、循环冷却泵、换热器、进水接口之间的连接都通过金属软管实现。
2.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述取水接口、换热器以及进水接口的前后均设置有隔离阀。
3.根据权利要求2所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述取水接口和换热器之间的隔离阀设在循环冷却泵和换热器之间。
4.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:还包括监测和控制系统运行的测量控制模块,换热器的前后分别设置有温度传感器,冷却回路上还设置有流量监测器,温度传感器和流量监测器都通过信号线连接至测量控制模块。
5.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述换热器为使用大气做为最终热阱的水-空气换热器,其热侧介质在封闭的冷却通道内流动,并采用鼓风装置使空气流过换热面的冷侧。
6.根据权利要求5所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述应急冷却系统还设有布水装置,布水装置包括泵和喷淋装置,布水装置的泵将一定量的冷却水通过喷淋装置雾化后均匀地喷洒在换热面的冷侧。
7.根据权利要求6所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述布水装置与水-空气换热器为一体,冷却水则由专门配备的冷却水贮存箱来补偿蒸发损耗。
8.根据权利要求7所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述可移动电源为燃油发电机组,循环冷却泵、水-空气换热器的鼓风装置、布水装置都由燃油发电机组提供动力。
9.根据权利要求8所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:所述燃油发电机组设有在线补油接口,冷却水贮存箱设有补水接口。
10.根据权利要求1至9中任一项所述的核电站乏燃料水池应急冷却系统,其特征在于:除了与乏燃料水池固定连接的取水管线、进水管线、取水接口、进水接口和相应隔离阀外,应急冷却系统的其他装置分别集成为两至三个模块,且每个模块装设于一个移动平台上,不同模块之间设置电源、冷却水、乏燃料水池冷却剂的快速接口,以实现系统的模块化和机动性。
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SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant |