CN104299656A - 核电站设备冷却用余热消除系统 - Google Patents

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Abstract

一种核电站设备冷却用余热消除系统，对于依据本发明的消除配置在核反应堆容器10内的堆芯11余热的核电站设备冷却用余热消除系统来说，包括：配置于所述核反应堆容器10的上部并且与形成在所述核反应堆容器10上端的插入孔位置相对应地沿上下方向设置的第1热管110；与所述第1热管110的上部连接，将所述第1热管110沿上下方向进行升降驱动，使所述第1热管110有选择性地插入至配置于所述核反应堆容器10内的堆芯11的控制棒插入孔12中的升降驱动部120；以及紧贴所述核反应堆容器10的下部，将所述堆芯11产生的余热吸收进行冷却的第2热管130。

Description

核电站设备冷却用余热消除系统
技术领域
本发明涉及一种核电站设备冷却用余热消除系统，更具体讲，涉及一种利用装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管的核电站设备冷却用余热消除系统，它设置于核反应堆容器及核燃料存储设备等核电站设备中，利用装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管使配置于上述核反应堆容器中的堆芯余热或者使用后存储的核燃料余热冷却并将其消除。
背景技术
一般情况下，当核电站发生事故时，为了将由配置于核反应堆容器中的堆芯散发的余热消除，就从一次系统注入冷却水使加热的核反应堆容器冷却。
但是，如果因发生事故而使冷却水的供给受到限制时，就不可能将堆芯的余热消除。即使供给冷却水，当核反应堆容器中有熔融物流出时，存在如下问题，即可能发生因冷却水的蒸发产生的水蒸气导致的爆炸等2次事故。
另外，通过一次系统供给的冷却水采用的是一种间接冷却的方式，即，它在与核反应堆容器外部接触的同时使核反应堆容器冷却，从而将堆芯的余热冷却。由此，存在消除堆芯余热所需的冷却效率降低的问题。
现有技术文献
(专利文献1)公开专利公报第2013-0047871号(2013.05.09)，核反应堆余热消除装置。
发明内容
技术问题
本发明就是为解决上述问题而研发的。本发明的目的在于，提供一种利用装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管的核电站设备冷却用余热消除系统。该系统不是利用冷却水而是利用热管将配置于核反应堆容器中的堆芯的余热消除，这样可以防止因水蒸气而导致的2次事故发生，它直接与产生余热的堆芯或核燃料接触而将余热消除。
技术方案
为了实现上述目的，依据本发明的核电站设备冷却用余热消除系统，即，对于将配置于核反应堆容器10的堆芯11的余热消除的核电站设备冷却用余热消除系统来说，包括：配置于所述核反应堆容器10的上部，与形成于所述核反应堆容器10上端的插入孔位置相对应地沿上下方向设置的第1热管110；与所述第1热管110的上部连接，将所述第1热管110沿上下方向进行升降驱动，使所述第1热管110有选择性地插入至配置于所述核反应堆容器10内的堆芯11的控制棒插入孔12中的升降驱动部120；以及紧贴所述核反应堆容器10的下部，将所述堆芯11产生的余热吸收进行冷却的第2热管130。
在这里，所述第1热管110将核反应堆容器10上部腔室里的冷却水供给至冷凝部或者与独立的冷却材料容器连接，将堆芯11产生的余热吸收并传递至冷却水从而进行冷却。
在这里，所述第1热管110的冷凝部，即，上部腔室里的冷却水温度可以利用通过上部腔室与核反应堆建筑内换料水池间相互连接的冷却水对流、通过增设在上部腔室上的热管换热器的冷却或者通过上部腔室外壁冷却水池的冷却等方式予以维持或调节。
在这里，所述第2热管130一端与配置在围阻体20上的储水池30连接，另一端安装在所述核反应堆容器10的下部13上，它将存储在所述储水池30里的冷却水31供给至冷凝部，吸收所述堆芯11产生的余热并向冷却水31传递从而进行冷却。
另外，所述第2热管130采用柔性的材料制造，并根据所述核反应堆容器10的下部13的形状进行弯曲从而紧贴所述下部13。
另外，所述第2热管130采用皱纹管构造，并根据所述核反应堆容器10的下部13形状进行弯曲从而紧贴至所述下部13。
另外，在所述第1热管110或第2热管130内部循环的运转流体可以是水(H2O)、纳米流体(Nanofluid)、制冷剂、水银(mercury)、锂(Lithium)或者FLiBe(LiF-BeF2)中的任意一种。
另外，配置在所述第1热管110或第2热管130内的管芯(Wick)可以由碳纤维(Carbon fiber)、铜(Copper)、不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、碳化硅(SiC)或者碳化硼(B4C)中的任意一种材质构成。
另外，构成所述第1热管110或第2热管130外形的外部容器可以由不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成。
另外，为了实现上述目的，依据本发明的核电站设备冷却用余热消除系统，即，对于消除核反应堆中使用完成的核燃料41余热的核电站设备冷却用余热消除系统来说，包括：多个直立的热管板210相互连接组装成的箱状，并且内部设置有用于存储所述核燃料41的核燃料存储部220，为了使运转流体在所述热管板210的内部循环以吸收所述核燃料41的余热而设置的多个单位存储架200。
在这里，各个单位存储架200可以在存储用于冷却所述核燃料41余热的冷却水的存储空间内相互密集地排列。
另外，本发明还包括：插入在所述核燃料41中央贯通形成的控制棒插入孔42内并配置，运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料41内部余热的第3热管230。
另外，为了实现上述目的，依据本发明的核电站设备冷却用余热消除系统，即，对于消除核反应堆中使用完成的核燃料41余热的核电站设备冷却用余热消除系统来说，包括：在内部设置有用于存储所述核燃料41的存储空间的存储容器51；以横穿所述存储容器51的存储空间的形式进行水平设置，并且运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料41余热的第4热管(310)；以及以横穿所述存储容器51的存储空间的形式进行水平设置，并且沿着与所述第4热管310直交的方向配置，与所述第4热管310一起形成用于配置所述核燃料41的四角存储空间的第5热管320。
在这里，所述第4热管310及第5热管320按照与所述核燃料41存储单位的水平长度相对应的距离相互隔开设置，紧贴在各核燃料41的周围。
另外，所述存储容器51内部可以存储用于冷却所述核燃料41余热的供给的冷却水。
另外，本发明还包括：插入在所述核燃料41中央贯通形成的控制棒插入孔42内并配置，并且运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料41内部余热的第6热管330。
发明效果
依据本发明，利用装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管的核电站设备冷却用余热消除系统不是利用冷却水而是利用热管将配置于核反应堆容器中的堆芯的余热消除，这样可以防止因水蒸气而导致的2次事故发生，它可以直接与产生余热的堆芯或核燃料接触而将余热消除，因此可以最大限度地提高冷却效率。
另外，利用柔性的材料或以皱纹管构造形成配置在核反应堆容器下部的第2热管，这样就可以根据核反应堆容器的下部形状进行弯曲并与之紧贴，从而进一步提高冷却效率。
附图说明
图1是示出依据本发明第1优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统构成的概略图；
图2是示出依据本发明第2优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统构成的立体图；
图3是示出依据本发明第3优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统构成的立体图；
图4是示出依据本发明的核电站设备冷却用余热消除系统中的冷却材料容器与散热针构成的立体图；
图5是在核反应堆容器上部设置有腔室的依据本发明核电站设备冷却用余热消除系统的立体图。
附图标记说明
10：核反应堆容器   11：堆芯
12：控制棒插入孔   13：下部
14：腔室
30：储水池
31：冷却水         40：核燃料
110：第1热管       111：散热针
120：升降驱动部    130：第2热管
140：冷却材料容器  200：单位存储架
210：热管板        220：核燃料存储部
230：第3热管       310：第4热管
320：第5热管       330：第6热管
具体实施方式
下面，将参照附图对依据本发明的优选实施例进行详细说明。在此之前需要说明的是，本说明书及权利要求书中使用的术语或单词不能仅按照通常的意义或者字典上的意义去理解，发明人为了能够通过最佳的方法对其发明进行说明，可以对术语的概念进行恰当定义，因此相关的术语也必须按照符合本发明技术思想的意义或概念去理解。
首先，参照图1对依据本发明第1优选实施例的利用装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管的核电站设备冷却用余热消除系统(以下简称“核电站设备冷却用余热消除系统”)的构成进行说明。
如图1所示，依据本发明第1优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统，作为设置在核电站设备的一部分，即，核反应堆容器10内用于将配置在所述核反应堆容器10内的堆芯11的余热冷却而消除的核电站设备冷却用余热消除系统，包括：第1热管110、升降驱动部120以及第2热管130。
所述第1热管110作为插入至配置在核反应堆容器10内部的堆芯11直接将所述堆芯11产生的余热消除的冷却装置，它位于所述核反应堆容器10上部，并且与核反应堆容器10上端形成的插入孔位置相对应地沿上下方向配置。
在这里，所述第1热管110通过所述核反应堆容器10上端形成的插入孔插入至核反应堆容器10内部，第1热管110下部插入至所述核反应堆容器10内部配置的堆芯11上形成的控制棒插入孔12内，从而可以将堆芯11的余热消除。
为此，所述第1热管110具有与插入所述堆芯11内的控制棒相对应的外径，各第1热管110相互隔开设置的位置与形成在所述堆芯11上多个控制棒插入孔12相互隔开设置的位置相对应，由此各第1热管110分别插入控制棒插入孔12内并操作以消除堆芯11的余热。在这里，所述控制棒插入孔12是指为确保配置在所述核反应堆容器10上的控制棒能够插入而预先形成的插入孔。
如上所述，无需在所述堆芯11上另行设置用于插入各第1热管110的插入孔，因此在不改变堆芯11设计的情况下就可以直接将其用于现有核反应堆系统作为冷却设备。
所述升降驱动部120作为与第1热管110连接从而将第1热管110沿上下进行升降驱动的驱动装置，它与所述第1热管110上端连接从而将第1热管110沿上下方向进行驱动，使第1热管110有选择性地插入至在核反应堆容器10内配置的堆芯11的控制棒插入孔12中。
在这里，所述升降驱动部120能够根据核电站控制系统的控制信号控制以升降驱动，当发生事故时，所述控制系统就向升降驱动部120输出使第1热管110下降的控制信号，接收到所述控制信号的升降驱动部120就往下下降，从而使所述第1热管110能够插入堆芯11。
在这里，如图5所示，所述第1热管110将核反应堆容器10上部腔室14里的冷却水供给至冷凝部，第1热管110吸收堆芯11产生的余热传递至冷却水，从而进行冷却。
在这里，所述第1热管110的冷凝部，即，上部腔室里的冷却水温度可以利用通过上部腔室与核反应堆建筑内换料水池间相互连接的冷却水对流、通过增设在上部腔室上的热管换热器的冷却或者通过上部腔室外壁冷却水池的冷却等方式予以维持或调节。
作为参考，图5是在核反应堆容器上部设置有腔室的依据本发明核电站设备冷却用余热消除系统的立体图。
所述第2热管130作为与所述第1热管110一起对堆芯11的余热进行2次冷却的冷却装置，如图1所示，它紧贴所述核反应堆容器10下部，吸收堆芯11产生的余热进行冷却。
在这里，所述第2热管130一端与配置在围阻体20上的储水池30连接，另一端安装在所述核反应堆容器10的下部13上，它将存储在所述储水池30中的冷却水31向冷凝部供给，将吸收堆芯11产生的余热并向冷却水31传递从而进行冷却。
另外，所述第2热管130为了能够根据半球状核反应堆容器10的下部13的形状与反应堆容器10的下部13紧贴而构成为弯曲形状。为此，所述第2热管130采用柔性材料制造，这样它就能够根据所述核反应堆容器10的下部13形状而弯曲并与下部13紧贴。同时，所述第2热管130采用皱纹管构造，也能够根据所述核反应堆容器10的下部13形状而弯曲并与所述下部13紧贴。
另外，第2热管130为了如上所述的能够自由改变形状而构成为可弯曲的，因此即使在核反应堆容器10与储水池30之间设置有围阻体20的墙面或其它障碍物，它也可以根据墙面的形状或障碍物的形状进行弯曲，从而无需进行改造就可以直接将其用于现有核电站的设备上。
另外，所述第1热管110或第2热管130内部循环的运转流体可以是水(H2O)、纳米流体(Nanofluid)、制冷剂、水银(Mercury)、锂(Lithium)或者FLiBe(LiF-BeF2)中的任意一种，配置在所述第1热管110或第2热管130内的管芯(Wick)可以由碳纤维(Carbon fiber)、铜(Copper)、不锈钢(Stainlesssteel)、锆合金(Zirconium alloy)、碳化硅(SiC)或者碳化硼(B4C)中的任意一种材质构成。
另外，构成所述第1热管110或第2热管130外形的外部容器可以由不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成。
另外，所述第1热管110或第2热管130采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管形式，因此它能够提供在吸收所述核反应堆容器10内部堆芯11生成的中子的同时还能够冷却产生的余热的功能。
在这种情况下，与所述第1热管进行热交换的外部热交换装置的冷却材料包括空气、水、纳米流体、海水、氮、液态金属。优选地，为了确保热传导面积，如图4气示，在第1热管110的冷凝部上设置散热针111。
利用依据所述本发明第1优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统的各构成及功能，不是通过冷却水而是通过热管110、120将配置于核反应堆容器10内的堆芯11的余热消除，这样可以防止因水蒸气而导致的2次事故发生，且由于它可以直接与产生余热的堆芯11接触而将余热消除，因此能够最大限度地提高冷却效率。
下面，参照图2对依据本发明第2优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统40的构成及功能进行说明。
如图2所示，依据本发明第2优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统40作为消除核反应堆中使用完成的核燃料41余热的冷却系统，如图2所示，包括：多个直立的热管板210相互连接组装成箱状，并且其内部设置有用于存储所述核燃料41的核燃料存储部220，为了使运转流体在所述热管板210内部循环以吸收所述核燃料41的余热而设置的多个单位存储架200。
在这里，各单位存储架200配置在存储冷却所述核燃料41余热的冷却水的存储空间内，相互密集排列。因此，分别插入各单位存储架200存储的核燃料41其各个侧面全部直接与热管板210内侧接触，从而能够更加迅速地消除余热。
另外，依据本发明第2优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统40还包括：插入在所述核燃料41中央贯通形成的控制棒插入孔42内并配置，运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料41内部余热的第3热管230。在这里，所述控制棒插入孔42是指为确保将所述核燃料41配置于核反应堆容器10内时控制棒能够插入而预先形成的插入孔。
同时，所述热管板210及第3热管230采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管形式，因此它在吸收所述使用后核燃料41生成的中子的同时还能够冷却所产生的余热。
另外，构成所述热管板210及第3热管230外形的外部容器可以由不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成，配置在所述热管板210及第3热管230内部使运转流体循环的管芯(Wick)可以由不锈钢(Stainlesssteel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成。另外，所述运转流体可以利用水(H2O)、纳米流体(Nanofluid)、制冷剂、水银(mercury)、锂(Lithium)或者FLiBe(LiF-BeF2)中的任意一种。
如上所述，从依据本发明第2优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统40的各构成及功能看，实现了在存储核燃料41时相比于由普通金属板构成的存储架更加迅速而稳定地消除核燃料41的余热，吸收生成的不必要中子，从而可以消除中子的效果。
下面，将对依据本发明第3优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统50的构成及功能进行说明。
依据本发明第3优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统50与前面介绍的依据第2实施例的核电站设备冷却用余热消除系统41相同。如图3所示，它作为消除核反应堆中使用完成的核燃料41余热的冷却系统，包括：存储容器51、第4热管310、第5热管320。
所述存储容器51的内部形成有存储所述核燃料41的存储空间并配置有热管310、320、330的容器部，所述存储容器51内部可以存储使核燃料41余热冷却的供给的冷却水。
所述第4热管310作为紧贴存储在所述存储容器51内的各核燃料41以消除核燃料41余热的冷却装置，它以横穿存储容器51的存储空间的形式进行水平配置，运转流体在其内部循环从而构成为吸收所述核燃料41的余热。
另外，所述第5热管320作为与所述第4热管310一起紧贴存储在存储容器51内的核燃料41以消除核燃料41余热的冷却装置，它以横穿所述存储容器51的存储空间的形式进行水平配置。如图所示，它沿与所述第4热管310直交的方向设置，与所述第4热管310一起形成配置所述核燃料41的四角存储空间。
在这里，第4热管310及第5热管320按照与所述核燃料41存储单位水平长度相对应的距离相互隔开配置，能够紧贴各核燃料41的两侧，由此可以最大限度地提高核燃料41的冷却效率。
另外，依据本发明第3优选实施例的核电站设备冷却用余热消除系统50还包括：插入在所述核燃料41中央贯通形成的控制棒插入孔42内并配置，运转流体在其内部循环从而构成为吸收所述核燃料41内部余热的第6热管330。在这里，所述控制棒插入孔42是指为确保将所述核燃料41配置于核反应堆容器10内时控制棒能够插入而预先形成的插入孔。
同时，所述第4热管310、第5热管320及第6热管330采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管形式，因此它在吸收所述使用后核燃料41生成的中子的同时还能够冷却产生的余热。
另外，如图4所示，优选地，所述第4热管310、所述第5热管320及所述第6热管330均设置有独立的冷却材料容器140，将所述容器内循环的海水用作最终的热消除源。
作为参考，图4是示出依据本发明的核电站设备冷却用余热消除系统中冷却材料容器与散热针构成的立体图。
另外，构成所述第4热管310、第5热管320及第6热管330外形的外部容器可以由不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成，配置于所述第4热管310、第5热管320及第6热管330内部而循环运转流体的管芯(Wick)可以由不锈钢(Stainless steel)、锆合金(Zirconium alloy)、因科镍(Inconel)合金或者钼合金(Molybdenum alloy)中的任意一种材质构成。另外，所述运转流体可以利用水(H2O)、纳米流体(Nanofluid)、制冷剂、水银(mercury)、锂(Lithium)或者FLiBe(LiF-BeF2)中的任意一种。
如上所述，在上述说明中，虽然通过有限的实施例和附图对本发明进行了介绍，但这并不意味着本发明仅限定于此。通过上述的说明内容，具有本发明所属技术领域常识的工作人员完全可以在不偏离本项发明技术思想且在与本发明权利要求书均等的范围内，进行多样的变更以及修改。

Claims (22)

1.一种核电站设备冷却用余热消除系统， 
该核电站设备冷却用余热消除系统用于消除配置于核反应堆容器(10)中的堆芯(11)的余热，其特征在于，包括：配置于所述核反应堆容器(10)的上部，与形成在所述核反应堆容器(10)上端的插入孔位置相对应地沿上下方向设置的第1热管(110)；与所述第1热管(110)的上部连接，将所述第1热管(110)沿上下方向进行升降驱动，使所述第1热管(110)有选择性地插入至配置于所述核反应堆容器(10)内的堆芯(11)的控制棒插入孔(12)中的升降驱动部(120)；以及紧贴所述核反应堆容器(10)的下部，将所述堆芯(11)产生的余热吸收进行冷却的第2热管(130)。
2.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第1热管(110)将核反应堆容器(10)上部腔室(14)里的冷却水供给至冷凝部，将堆芯(11)产生的余热吸收并传递至冷却水从而进行冷却。
3.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
上部腔室(14)作为所述第1热管(110)的冷凝部，腔室(14)其冷却水温度通过上部腔室(14)与核反应堆建筑内换料水池间相互连接的冷却水对流、增设在上部腔室(14)上的热管换热器的冷却或者上部腔室(14)外壁冷却水池的冷却等方式予以维持或调节。
4.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第1热管(110)通过利用核反应堆容器(10)外部冷却材料的热交换装置进行冷却。
5.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
与所述第1热管进行热交换的外部热交换装置中的冷却材料包括空气、水、纳米流体、海水、氮、液态金属，为确保热传导面积，在第1热管(110)的冷凝部上设置散热针。
6.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第2热管(130)一端与配置在围阻体(20)上的储水池(30)连接，另一端安装在所述核反应堆容器(10)的下部(13)上，它将存储在所述储水池(30)里的冷却水(31)供给至冷凝部，将所述堆芯(11)产生的余热吸收并传递至冷却水(31)从而进行冷却。
7.根据权利要求1至6中任一权利要求所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第1热管(110)或所述第2热管(130)采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管，它在吸收所述核反应堆容器(10)内部的堆芯(11)生成的中子的同时冷却产生的余热。
8.根据权利要求1至6中任一权利要求所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第2热管(130)采用柔性的材料制造，根据所述核反应堆容器(10)的下部(13)形状弯曲并紧贴所述下部(13)。
9.根据权利要求1至6中任一权利要求所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第2热管(130)采用皱纹管构造，根据所述核反应堆容器(10)的下部(13)形状弯曲并紧贴所述下部(13)。
10.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
在所述第1热管(110)或第2热管(130)内部循环的运转流体是水、纳米流体、制冷剂、水银、锂或者FLiBe(LiF-BeF2)中的任意一种。
11.根据权利要求10所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
配置于所述第1热管(110)或第2热管(130)内的管芯由碳纤维、铜、不锈钢、锆合金、碳化硅或者碳化硼中的任意一种材质构成。
12.根据权利要求11所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
构成所述第1热管(110)或第2热管(130)外形的外部容器由不锈钢、锆合金、因科镍合金或者钼合金中的任意一种材质构成。
13.一种核电站设备冷却用余热消除系统， 
该核电站设备冷却用余热消除系统用于消除核反应堆中使用完的核燃料(41)的余热，其特征在于，包括：多个直立的热管板(210)相互连接组装成箱状并且内部设置有存储所述核燃料(41)的核燃料存储部(220)， 为了使运转流体在所述热管板(210)内部循环以将所述核燃料(41)的余热吸收而设置的多个单位存储架(200)。
14.根据权利要求1所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
各个单位存储架(200)在存储用于冷却所述核燃料(41)余热的冷却水的存储空间内相互密集地排列。
15.根据权利要求13或14所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
还包括：插入在所述核燃料(41)中央贯通形成的控制棒插入孔(42)内并配置，运转流体在其内部循环以吸收所述核燃料(41)内部余热的第3热管(230)。
16.根据权利要求15所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述热管板(210)及第3热管(230)采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管形式，它在吸收从使用后的核燃料(41)生成的中子的同时冷却产生的余热。
17.一种核电站设备冷却用余热消除系统， 
该核电站设备冷却用余热消除系统用于消除核反应堆中使用完的核燃料(41)的余热，其特征在于，包括：在内部设置有用于存储所述核燃料(41)的存储空间的存储容器(51)；以横穿所述存储容器(51)的存储空间的形式进行水平设置，运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料(41)的余热的第4热管(310)；以及以横穿所述存储容器(51)的存储空间的形式进行水平设置，沿着与所述第4热管(310)直交的方向配置，与所述第4热管(310)一起构成用于配置所述核燃料(41)的四角存储空间的第5热管(320)。
18.根据权利要求17所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第4热管(310)及第5热管(320)按照与所述核燃料(41)的存储单位的水平长度相对应的距离相互隔开设置，紧贴在各核燃料(41)的周围。
19.根据权利要求18所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述存储容器(51)内部存储用于冷却所述核燃料(41)余热的冷却水。
20.根据权利要求17或19中的任意一项所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
还包括：插入在所述核燃料(41)中央贯通形成的控制棒插入孔(42)内并配置，运转流体在其内部循环从而设置成吸收所述核燃料(41)内部余热的第6热管(330)。
21.根据权利要求20所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第4热管(310)、所述第5热管(320)及所述第6热管(330)采用内部同时装有中子吸收体及冷却材料的混合式热管形式，它在吸收从所述使用后的核燃料(41)生成的中子的同时冷却所产生的余热。
22.根据权利要求20所述的核电站设备冷却用余热消除系统，其特征在于：
所述第4热管(310)、所述第5热管(320)及所述第6热管(330)均设置有独立的冷却材料容器，将在所述冷却材料容器内部循环的海水用作最终的热消除源。
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