CN103377728A - 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。解决核电站事故后，冷却水全部蒸发水淹式安全壳丧失绝大部分的最终热阱问题。导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出。本系统采用成熟的设备，非能动驱动，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。

Description

一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
技术领域
本发明涉及核电站反应堆专设安全系统领域，特别涉及一种用于事故后具有最终热阱的水淹式安全壳非能动余热导出系统。
背景技术
核电站发生事故后，只要能满足三个条件即可以保证机组安全，这三个条件分别是：1、反应性控制，2、放射性包容，3、余热排出。对于第三点余热的排出，相对来讲技术难度更大，安全性要求高，但往往不能令人满意。
目前核电站常用的余热导出方式有，第二代核电站和第三EPR核电站都采用了能动的余热排出方式，即利用多套冗余的安全电源与泵，在发生事故后向安全壳内注水，第三代AP1000核电站采用了非能动的余热导出方式，通过冷却水的重力自流与水膜冷却进行余热排出。
除了大型核电站外，目前在国际上正处于研发热门的一体化模块式小型反应堆，由于各方面的优势，越来越受到人们的关注。一体化模块式小型反应堆可以较好地节约上述第三个问题。有的一体化模块式小型反应堆设计采用了水淹式安全壳，将充当安全屏障功能与传热中间环节的安全壳，设置于地面以下，用大量的冷却水浸泡安全壳，当发生核事故时，安全壳内蒸汽喷放，将热量传递给安全壳，安全壳再将热量传递给冷却水，从而达到余热排出的效果。这种设计具有其优越性，但也有其缺点，因为核电站堆芯的衰变热是长期存在的，热量排出时，安全壳上部浸没的冷却水蒸发带走热量，但是水的容量是有限的，当较长时间后，冷却水全部蒸发后，水淹式安全壳就会丧失绝大部分的最终热阱。
发明内容
本发明的目的在于提供一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，在水淹式安全壳核电站发生事故后，可以防止冷却水的蒸发，为核电站的余热排出提供完全非能动分离式最终热阱。
实现本发明目的的技术方案：一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，包括分离式冷却装置、烟囱和导流板，导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。
所述的导流板，导流板下部带有通水孔的部分高度为0.5～10m。
所述的导流板环绕安全壳并浸在冷却水，导流板低于水池中的冷却水液面高度。
所述的分离式冷却装置，在分离式冷却装置的连接管上设置抽真空装置和真空监测装置。
所述的分离式冷却装置由多组分离式冷却器组成。
所述的单组分离式冷却器，包括蒸发端、连箱、连接管和冷凝端，蒸发端的两端设有连箱，冷凝端的两端设有连箱，蒸发端的连箱与冷凝端的连箱之间借助于连接管连接。
所述的单组分离式冷却器的蒸发端与冷凝端由多根外围带有翘片的热管构成，热管充有一定量的工质，工质可以为水，甲醇、乙醇、丙酮或氨水。
本发明的有益效果：(1)本发明采用导流板将水池分成内外两个区域，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中，通过冷却液的自然循环将安全壳散发出的热量传递给分离式冷却装置，分离式冷却装置再通过烟囱将热量导出，在水淹式安全壳核电站发生事故后，可以防止冷却水的蒸发，为核电站的余热排出提供完全非能动分离式最终热阱。(2)本发明采用了分离式冷却装置冷却水池中的冷却水，分离式冷却装置工质相变换热实现高效换热，依靠密度差自然循环驱动系统，且采用烟囱提供空气冷源，从根本上消除了对电源和操作人员的依赖，实现了水池长期非能动高效换热冷却。本系统采用成熟的设备，保证了系统运行可靠性和安全性，从而显著增加核电站的安全性。
附图说明
图1为本发明的一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统的结构示意图；
图2为本发明的单组分离式冷却器的结构示意图。
图中：1、安全壳；2、冷却水；3、分离式冷却装置；4、烟囱；5、导流板；6、抽真空装置；7、真空监测装置；8、堆芯；9、水池；10、蒸发端下部连接箱；11、上升管；12、冷凝端；13、冷凝端上部连接箱；14、冷凝端下部连接箱；15、下降管；16、蒸发端；17、蒸发端上部连接箱。
具体实施方式
为了更清晰地理解本发明，下面结合附图对本发明作进一步说明。
如图1所示，一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，包括分离式冷却装置3、烟囱4、导流板5、抽真空装置6和真空监测装置7，导流板5采用绝热性较好的金属材料制成，例如不锈钢板，导流板5为四周封闭的框架结构，并且在导流板5的下部开设若干通水孔，导流板5下部带有通水孔的部分高度为0.5～10m，可以为0.5m、2m或10m，为冷却水的流动提供通。导流板5放置于水池9底部，导流板5环绕安全壳1并浸在冷却水中，导流板5与水池9的四周留有空间，导流板5低于水池9中的冷却水液面高度，为冷却水的流动提供通道。导流板5外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置3的蒸发端，分离式冷却装置3的冷凝端布置于烟囱4中。在分离式冷却装置3的连接管上借助于阀门分别与抽真空装置6和真空监测装置7连接。抽真空装置6可采用水环式真空泵或射水抽气式真空泵；真空监测装置7可采用压力表等。
所述的分离式冷却装置3由多组分离式冷却器组成，防止共因失效，单组分离式冷却器，如图2所示，由蒸发端，连箱，连接管，冷凝端组成，蒸发端16入口一端与蒸发端下部连接箱10出口一端连接，蒸发端16出口一端与蒸发端上部连接箱17入口一端连接，蒸发端上部连接箱17出口与上升管11的一端连接；上升管11的另一端与冷凝端上部连接箱13入口一端连接，冷凝端上部连接箱13出口一端与冷凝端12入口一端，冷凝端12出口一端与冷凝端下部连接箱14入口一端，冷凝端下部连接箱14出口一端与下降管15的一端，下降管15的另一端与蒸发端下部连接箱10的入口连接。
所述的单组分离式冷却器的蒸发端16与冷凝端12又由多根外围带有翘片热管组成，热管充有一定量的工质，工质可以为水，甲醇、乙醇、丙酮或氨水，热管直径为1cm～10cm，高度满足距安全壳1水池底部0.1～10m范围内。
当核电站发生事故时，堆芯9的余热使安全壳1内产生大量高温蒸汽，如果不将热量持续带走，安全壳1将会超压发生破裂导致放射性大量释放。安全壳1内的热量通过壳内对流，蒸汽冷凝，壳内辐射，和安全壳1导热的方式将热量传递给冷却水2，冷却水2接受热量后产生自然循环将热量传递给分离式冷却装置3的蒸发端，分离式冷却装置3的蒸发端内的工质通过汽化潜热的方式将热量带走，工质蒸发后通过自然循环的方式转移到分离式冷却装置3的冷凝端，在分离式冷却装置3的冷凝端，由于烟囱的拔风效应，强化空气的对流换热，对分离式冷却装置3的冷凝端进行冷却，最终实现用空气将核电站的余热排出。真空监测装置7可以在线监测分离式冷却装置3内的真空度，如果真空度降低，分离式冷却装置3内产生不凝气体，就通过抽真空装置6抽取分离式冷却装置3内的不凝结气体，以维持分离式热阱的冷却能力。
本发明并不严格地局限于所述实例。根据本发明提出的方法，可以应用于任何类型的核反应堆。

Claims (7)

1.一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：包括分离式冷却装置、烟囱和导流板，导流板为四周封闭的框架结构，并且在导流板的下部开设若干通水孔，导流板放置于水池底部，导流板环绕安全壳并浸在冷却水中，导流板外侧区域的冷却水中放置分离式冷却装置的蒸发端，分离式冷却装置的冷凝端布置于烟囱中。
2.如权利要求1所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的导流板，导流板下部带有通水孔的部分高度为0.5～10m。
3.如权利要求1所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的导流板环绕安全壳并浸在冷却水，导流板低于水池中的冷却水液面高度。
4.如权利要求1所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的分离式冷却装置，在分离式冷却装置的连接管上设置抽真空装置和真空监测装置。
5.如权利要求1所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的分离式冷却装置由多组分离式冷却器组成。
6.如权利要求5所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的单组分离式冷却器，包括蒸发端、连箱、连接管和冷凝端，蒸发端的两端设有连箱，冷凝端的两端设有连箱，蒸发端的连箱与冷凝端的连箱之间借助于连接管连接。
7.如权利要求6所述的水淹式安全壳完全非能动余热导出系统，其特征在于：所述的单组分离式冷却器的蒸发端与冷凝端由多根外围带有翘片的热管构成，热管充有一定量的工质，工质可以为水，甲醇、乙醇、丙酮或氨水。
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