CN104217773B - 一种核电厂钢制安全壳导热装置 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核电厂钢制安全壳导热装置，属于核电厂钢制安全壳非能动导热领域。现有的主流解决方案分为能动型系统和非能动系统，能动型过分依赖外部电源，断电后不可用，设备复杂，保养维修难；非能动系统，换热功率偏低，换热时间长，存在系统自然循环无法建立及安全壳贯穿导致的放射性泄露等风险。本发明所述的一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括钢制安全壳，在所述的钢制安全壳外设置有混凝土水池，在混凝土水池顶部连接有补水管线，在混凝土水池上方设有蒸汽排热装置，所述的钢制安全壳固定在混凝土水池中。本发明所述的装置可以更安全、更有效的对核电厂钢制安全壳排热，彻底解决核电厂事故后安全壳排热问题。

Description

一种核电厂钢制安全壳导热装置

技术领域

本发明属于核电厂钢制安全壳非能动导热领域，具体涉及一种核电厂钢制安全壳导热装置。

背景技术

核电厂设计考虑纵深防御原则，设计多重屏障以有效地防止放射性物质外逸，以保护电厂劳动者和公众的安全。安全壳作为最后一道屏障，对于包容泄露的放射性物质具有重要作用。一旦反应堆冷却剂系统压力边界出现破口，泄漏的放射性物质进入安全壳内。事故后安全壳的温度和压力迅速升高，为保障安全壳的完整性，需实现安全壳的快速降温降压。

如图1所示，目前的主流解决方案分为能动型系统和非能动系统，包括喷淋系统11，内置换料水箱12，化学添加剂箱13，喷淋水泵14，喷淋热交换器15，换热水箱16，汽水分离器17。传统的安全壳降温降压依赖能动的安全壳喷淋系统，通过电动泵将布置于安全壳内底部的内置换料水箱内的冷却水抽取至布置于安全壳顶部的安全壳喷淋系统，并自上而下向安全壳内喷洒冷却水，该手段降温降压响应快、效果好，但过分依赖外部电源，在全厂断电等超设计基准事故后安全壳喷淋系统不可用，丧失安全壳降温降压手段；且能动系统设备和部件较多较复杂，保养维修难度大。三代核电技术多采用非能动安全壳热量导出系统，主要包括混凝土安全壳和钢制安全壳两种。混凝土安全壳非能动热量导出系统利用布置于安全壳内的换热器与安全壳外的冷却水箱之间的温差导致的密度差实现连续的自然循环，不断带出安全壳内的热量。钢制安全壳热量导出系统利用冷却水流在钢壳表面的吸热导出安全壳内的热量，换热水箱位于安全壳顶部，事故后由于重力作用在钢壳表面流动。混凝土安全壳非能动热量导出系统相比能动的安全壳喷淋系统换热功率偏低，且非能动系统从受热到开始运行再到获得最大换热功率需要较长的时间，不利于事故早期的安全壳快速排热。非能动钢制安全壳导热系统冷却水流道设计和气体流动组织设计困难且仍不能保证导热效果。非能动混凝土安全壳热量导出系统存在系统自然循环无法建立及安全壳贯穿导致的放射性泄露等风险，且存在事故后误操作导致误投运或无法正常投运的风险。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的是提供一种核电厂钢制安全壳导热装置。该装置适用于钢制安全壳核电厂，能够更安全、更有效的对核电厂钢制安全壳进行排热，彻底解决核电厂事故后安全壳排热问题。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括钢制安全壳，在所述的钢制安全壳外设置有混凝土水池，在混凝土水池顶部连接有补水管线，在混凝土水池上方设有蒸汽排热装置，所述的钢制安全壳固定在混凝土水池中，通过补水管线向混凝土水池注入冷却水调来整混凝土水池中的水位高度，并通过蒸汽排放装置排出冷却水吸热后产生的蒸汽。

进一步，所述的钢制安全壳外表面包覆抗腐蚀导热涂层。

进一步，所述的混凝土水池中布置搅浑机械设施。

进一步，所述的混凝土水池的底部设置水位监测装置。

进一步，所述的混凝土水池的上方的蒸汽排放装置设置为U型管。

进一步，所述的冷却水是除盐水。

本发明的效果在于：采用本发明所述的核电厂钢制安全壳导热装置，实现了真正意义上的非能动安全壳导热，相比能动的安全壳喷淋系统，大大简化了系统和管路设计，减少了能动部件的数量，避免了能动部件失效的风险，且简化了系统相关控制系统和支持系统的设计。该设计相比于目前的非能动安全壳热量导出系统，无需较长时间的系统启动过程，该安全壳导热装置保证在事故后零时刻响应，且减少了管路热阻，冷热介质直接接触，换热效率更高。该方案取消了阀门动作，避免了误操作或事故后阀门故障导致无法实现安全壳换热的风险。针对该设计无需设计事故规程和启动策略，能够覆盖正常运行到预计运行事件、再到设计基准事故和超设计基准事故等全部工况。

附图说明

图1是现有技术中安全壳导热系统结构示意图；

图2是本发明所述核电厂钢制安全壳导热装置的结构示意图；

图1中：11喷淋系统，12内置换料水箱，13化学添加剂箱，14喷淋水泵，15喷淋热交换器，16换热水箱，17汽水分离器；

图2中：1混凝土水池，2钢制安全壳，3抗腐蚀导热涂层，4补水管线，5搅浑机械设施，6蒸汽排放装置，7水位监测装置，8冷却水。

具体实施方式

下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。

如图2所示，一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括混凝土水池1，固定在混凝土水池1中的钢制安全壳2，设置在混凝土水池顶部的补水管线4，及设置在混凝土水池1上方的蒸汽排热装置6，通过设置在混凝土水池顶部的补水管线4向混凝土水池1注入冷却水8来调整混凝土水池1中的水位高度，并通过混凝土水池1上方的蒸汽排放装置6派出冷却水8吸热后产生的蒸汽。

本实施例中，所述的钢制安全壳2外表面包覆抗腐蚀导热涂层3。

混凝土水池1中布置搅浑机械设施5。

混凝土水池1的底部设置水位监测装置7。

混凝土水池1的上方的蒸汽排放装置6设置为U型管。

所述的冷却水8是除盐水。

通过上述实施例可以看出，本发明的有益效果如下：反应堆运行过程中的释热及传热管破口等事故均会使安全壳内部的温度和压力升高，将钢制安全壳全部或部分浸没在冷却水中，利用制安全壳外表面的抗腐蚀导热涂层，将钢制安全壳内的热量通过钢壳导出到冷却水中。

在冷却水池的四周设置搅浑机械设施，一方面增强冷却水的流动，提高钢制安全壳外表面的对流换热系数；其次，促进冷热流体的掺混，减少钢制安全壳的局部热应力；另外，利于冷却水吸热后产生的蒸汽的排放。

冷却水采用除盐水，以防止钢制安全壳和混凝土水池表面腐蚀。并在混凝土水池底部设置水位监测装置，在混凝土水池顶部设置补水管线，当混凝土水池水位低于报警值后触发补水信号，通过补水管线为混凝土水池补充除盐水，以保证混凝土水池始终保持足够的冷却水装量。

在混凝土水池上方设置U型管蒸汽排放装置，通过合理的U型管设计，使混凝土水池内的水蒸汽正常排放，且长期运行过程中保证水质。

本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (3)

1.一种核电厂钢制安全壳导热装置，包括钢制安全壳(2)，其特征是：在所述的钢制安全壳(2)外设置有混凝土水池(1)，在混凝土水池(1)顶部连接有补水管线(4)，在混凝土水池(1)上方设有蒸汽排热装置(6)，所述的钢制安全壳(2)固定在混凝土水池(1)中，通过补水管线(4)向混凝土水池(1)注入冷却水(8)来调整混凝土水池(1)中的水位高度，并通过蒸汽排放装置(6)排出冷却水(8)吸热后产生的蒸汽；所述的钢制安全壳(2)外表面包覆抗腐蚀导热涂层(3)；所述的混凝土水池(1)中布置搅浑机械设施(5)；所述的混凝土水池(1)的底部设置水位监测装置(7)。

2.如权利要求1所述的一种核电厂钢制安全壳导热装置，其特征是：所述的混凝土水池(1)的上方的蒸汽排放装置(6)设置为U型管。

3.如权利要求1或2所述的一种核电厂钢制安全壳导热装置，其特征是：所述的冷却水(8)是除盐水。