CN104409111A - 外部常淹的钢制安全壳能量控制系统 - Google Patents

外部常淹的钢制安全壳能量控制系统 Download PDF

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Abstract

本发明公开一种外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，包括淹没水池及抑压水池，抑压水池设于安全壳内并沿压力容器设置，抑压水池内具有冷却水并连通安全壳的内部空间，其用于抑制安全壳内压力的上升，安全壳容置于淹没水池内且淹没于淹没水池内的冷却水的液面以下，淹没水池用于将安全壳内的热量导出至大气空间。事故时，安全壳内的蒸汽与空气的混合物因压差而进入抑压水池并得到冷却，从而迅速抑制安全壳内压力的升高；同时安全壳内的蒸汽在安全壳的内壁冷凝，热量通过安全壳的壁面传递给安全壳外的冷却水，通过消耗水量将热量排至大气空间最终热阱。能够在事故后整个过程中完全非能动的实现堆芯和安全壳内热量的排出，极大减小系统失效的可能性。

Description

外部常淹的钢制安全壳能量控制系统
技术领域
本发明涉及核电站安全设备领域，尤其涉及一种非能动的钢制安全壳能量控制系统。
背景技术
核电的使用是人类在能源利用史上的一个重大突破，利用原子核的裂变反应，能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核燃料，这种低投入高产出的特性，使得人类日益重视对核能的利用，并不断加大在核能领域的研究开发，时至今日，核能已成为世界上许多国家的重要能源组成部分。然而，核电具有极高利用价值的同时，也可能带来很大的危害，在利用核电的过程中，如果保护不当而致使出现核泄漏等重大事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来极其严重的核污染灾害。
其中，安全壳是核电站反应堆的重要安全设施，是防止放射性产物释放到大气环境中的最后一道屏障。在现役的压水堆核电站中，为导出安全壳内的热量，有的采用能动系统来实现，能动系统在全场断电等事故工况下，需要操纵员的干预及采用昂贵的应急柴油机，这一方面增大了操纵人员失误的风险，另一方面大大增加了设备数量，由此增加设备购买、安装、运行和维修等的费用，相应增加核电厂的建造成本和运维费用。为此，在新一代反应堆中，提出安全壳非能动冷却方法，其中一种是采用钢制安全壳，在钢制安全壳的外部设置水箱及喷淋系统，在反应堆事故发生后，通过开启喷淋系统的阀门，使水箱内的水布洒到钢制安全壳的外部，通过蒸发或对流带走安全壳内的热量，因此，安全壳外部钢制壁面的水膜对其换热能力至关重要，但水膜能否有效的形成一定规模在业内一直倍受质疑；而且钢制安全壳需要非常大的自由容积，安全壳的结构尺寸要求非常大，这相应增加了建造成本。
因此，有必要提供一种安全壳尺寸要求小、能在事故工况下非能动地导出安全壳内的热量的钢制安全壳能量控制系统，以解决上述现有技术的不足。
发明内容
本发明的目的在于提供一种安全壳尺寸要求小、能在事故工况下非能动地导出安全壳内的热量的钢制安全壳能量控制系统。
为实现上述目的，本发明的技术方案为：提供一种外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其包括淹没水池及抑压水池，所述抑压水池设于安全壳内并沿压力容器设置，所述抑压水池内具有冷却水并连通所述安全壳的内部空间，所述抑压水池用于抑制所述安全壳内压力的上升，所述安全壳容置于所述淹没水池内且淹没于所述淹没水池内的冷却水的液面以下，所述淹没水池用于将所述安全壳内的热量导出至大气空间。
较佳地，所述抑压水池被分隔成相互连通的排气通道及贮水空间，所述排气通道连通所述安全壳的内部空间。
较佳地，所述抑压水池具有相间隔的内壁及外壁，所述内壁与所述外壁之间设有隔板，且所述隔板与所述抑压水池的底部之间具有间隙，所述隔板与所述内壁之间形成所述排气通道，所述隔板与所述外壁之间形成所述贮水空间。
较佳地，所述隔板的底部与所述抑压水池的底部之间的间隙形成连通所述排气通道与所述贮水空间的流通通道。
较佳地，所述隔板的底部与所述抑压水池的底部之间设有多个相间隔的连通所述排气通道与所述贮水空间的流通通道。
较佳地，所述抑压水池内的冷却水淹没所述流通通道。
较佳地，所述抑压水池沿所述压力容器呈环形设置，且所述排气通道靠近所述压力容器。
较佳地，所述淹没水池连通大气空间，所述安全壳内的热量通过所述安全壳的壁面导出至所述淹没水池内的冷却水中，所述淹没水池内的冷却水将热量导出至大气空间。
较佳地，所述淹没水池采用混凝土或金属制成。
与现有技术相比，由于本发明的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，包括淹没水池及抑压水池，所述抑压水池设于安全壳内并沿压力容器设置，所述抑压水池内具有冷却水并连通所述安全壳的内部空间，所述抑压水池用于抑制所述安全壳内压力的上升，所述安全壳容置于所述淹没水池内且淹没于所述淹没水池内的冷却水的液面以下，所述淹没水池用于将所述安全壳内的热量导出至大气空间。当安全壳内的高能管道破裂时，安全壳内的蒸汽与空气的混合物由于压差而进入抑压水池并得到冷却，从而迅速抑制安全壳内压力的升高，增强了反应堆的安全性；同时安全壳内的蒸汽在安全壳的内壁冷凝，热量通过安全壳的壁面传递给安全壳外的淹没水池内的冷却水，淹没水池内的冷却水温度升高而沸腾，通过消耗水量将热量排至大气空间最终热阱。因此，能够在事故后整个过程中完全非能动的实现堆芯和安全壳内热量的排出，极大的减小了系统失效的可能性，而且无需建造非常大的钢制安全壳即可实现事故下安全壳内温度和压力的控制，降低了核电厂的建造成本；另外，在设计基准事故和超设计基准事故下，都无需厂内外电源、操纵员干预及应急设备，一方面减少操纵人员失误的风险，另一方面大大减少了设备数量，因而减少设备购买、安装、运行和维修等费用，相应减少核电厂的建造成本和运维费用。
附图说明
图1是本发明外部常淹的钢制安全壳能量控制系统的结构示意图。
图2是图1的使用状态示意图。
图3是图1的另一使用状态示意图。
具体实施方式
现在参考附图描述本发明的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。本发明所提供的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统100，能够在事故后的整个过程中完全非能动的实现堆芯和安全壳110内热量的排出。
如图1所示，本发明所提供的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统100，其包括安全壳110、设于安全壳110内的反应堆压力容器120、抑压水池130及设于安全壳110外的淹没水池140，所述抑压水池130设于安全壳110内并沿压力容器120设置，所述抑压水池130内具有冷却水并连通所述安全壳110的内部空间，所述抑压水池130用于抑制安全壳110内压力的上升，所述安全壳110容置于所述淹没水池140内且淹没于所述淹没水池140内的冷却水的液面以下，所述淹没水池140用于将所述安全壳110内的热量导出至大气空间。
具体地，所述安全壳110为钢制结构，其将反应堆压力容器120等主要设备包容在其内部，形成防止放射性物质释放的屏障。本发明中，在正常运行工况下，安全壳110内可处于真空状态，以减弱安全壳110的壁面向环境散热造成的热量损失；事故后，安全壳110的金属壁面成为良好的导热表面，以将安全壳110内部的热量导出安全壳110外。
继续参看图1所示，所述抑压水池130沿压力容器120设置，且呈环形结构，抑压水池130被分隔成相互连通的排气通道134及贮水空间135，所述排气通道134连通安全壳110的内部空间，排气通道134、贮水空间135内均具有冷却水，当安全壳110内的高能管道破裂时，安全壳110内的蒸汽和空气的混合物由于压差而通过排气通道134进入抑压水池130并得到冷却，从而抑制安全壳110内压力的升高。
具体地，所述抑压水池130具有相间隔的内壁131及外壁132，内壁131靠近压力容器120，外壁132为安全壳110的侧壁，所述内壁131与外壁132之间设有隔板133，且隔板133与抑压水池130的底部之间具有一定间隙，且隔板133与内壁131之间形成所述排气通道134，隔板133与外壁132之间形成所述贮水空间135；所述隔板133的底部与抑压水池130的底部之间的间隙形成连通所述排气通道134与贮水空间135的流通通道136，当抑压水池130内注入冷却水后，冷却水淹没流通通道136。事故时，安全壳110内的蒸汽和空气的混合物通过排气通道134进入抑压水池130，再通过流通通道136进入贮水空间135，蒸汽和空气的混合物得到冷却水的冷却，从而通过抑压水池130快速地抑制所述安全壳110内压力的上升。
优选地，所述隔板133的底部与抑压水池130的底部之间的流通通道136不限于仅设置一个，也可以相间隔地设置多个，且多个流通通道136沿抑压水池130的高度方向相间隔的设置，以保证抑压水池130工作的稳定性。
可以理解地，所述抑压水池130的外壁132可以是安全壳110的侧壁，也可以另外独立设置，此为本领域技术人员所熟知的技术。
再次参看图1所示，淹没水池140采用混凝土或金属围绕安全壳110制成并能够容纳冷却水，淹没水池140的顶部高于安全壳110的顶部，且所述淹没水池140呈敞口设置，即，淹没水池140连通大气空间；反应堆正常运行过程中，淹没水池140内充满冷却水，使安全壳110外部完全淹没于冷却水的液面以下，即安全壳110处于常淹状态。事故后，安全壳110内的热量通过所述安全壳110的壁面导出至所述淹没水池140内的冷却水中，所述淹没水池140内的冷却水将热量导出至大气空间，成为可靠的安全壳110非能动冷却的热阱。
下面结合图1-图3所示，对本发明外部常淹的钢制安全壳能量控制系统100的工作过程进行描述。
当核电厂发生安全壳110内一回路破口或者二回路破口事故时，安全壳110内的压力迅速升高，安全壳110内的蒸汽和空气的混合物通过排气通道134进入抑压水池130，并通过流通通道136进入贮水空间135从而得到冷却，因此通过抑压水池130能够快速地抑制安全壳110内压力的上升，如图2所示。
与此同时，大量的水蒸气充满安全壳110的内部空间，安全壳110的壁面逐渐发挥向环境的排热功能，安全壳110内的蒸汽在安全壳110的内壁冷凝，从而将热量传递给安全壳110外的淹没水池140中的冷却水，一定时间后，安全壳110外的淹没水池140中的冷却水的温度升高至沸腾，通过消耗水量将热量排到大气空间最终热阱，将安全壳110内的热量非能动的排出，参看图2所示。
如图3所示，在事故的长期阶段，抑压水池130内的压力与安全壳110内部空间的压力达到平衡，此时，抑压水池130不再起抑压作用，但此时堆芯衰变热已经大大降低，因此仍能够保证安全壳110内的压力在可控范围内。
另外，事故的长期阶段，安全壳110外的淹没水池140内的冷却水的水量消耗到一定程度，由于此时堆芯衰变热已经大大降低，因此通过外部空气的自然对流也可以带走安全壳110内的热量，仍能够实现对安全壳110内的热量的非能动排出。
本发明通过抑压水池130、钢制安全壳110、淹没水池140相配合，能够保证事故后整个过程中都能完全非能动的实现堆芯和安全壳110热量的排出。
由于本发明的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统100，包括淹没水池140及抑压水池130，所述抑压水池130设于安全壳110内并沿压力容器120设置，所述抑压水池130内具有冷却水并连通所述安全壳110的内部空间，所述抑压水池130用于抑制所述安全壳110内压力的上升，所述安全壳110容置于所述淹没水池140内且淹没于所述淹没水池140内的冷却水的液面以下，所述淹没水池140用于将所述安全壳110内的热量导出至大气空间。当安全壳110内的高能管道破裂时，安全壳110内的蒸汽与空气的混合物由于压差而进入抑压水池130并得到冷却，从而迅速抑制安全壳110内压力的升高，增强了反应堆的安全性；同时安全壳110内的蒸汽在安全壳110的内壁冷凝，热量通过安全壳110的壁面传递给安全壳110外的淹没水池140内的冷却水，淹没水池140内的冷却水温度升高而沸腾，通过消耗水量将热量排至大气空间最终热阱。因此，能够在事故后整个过程中完全非能动的实现堆芯和安全壳110内热量的排出，极大的减小了系统失效的可能性，而且无需建造非常大的钢制安全壳110即可实现事故下安全壳110内温度和压力的控制，降低了核电厂的建造成本；另外，在设计基准事故和超设计基准事故下，都无需厂内外电源、操纵员干预及应急设备，一方面减少操纵人员失误的风险，另一方面大大减少了设备数量，因而减少设备购买、安装、运行和维修等费用，相应减少核电厂的建造成本和运维费用。
以上所揭露的仅为本发明的优选实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (9)

1.一种外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：包括淹没水池及抑压水池，所述抑压水池设于安全壳内并沿压力容器设置，所述抑压水池内具有冷却水并连通所述安全壳的内部空间，所述抑压水池用于抑制所述安全壳内压力的上升，所述安全壳容置于所述淹没水池内且淹没于所述淹没水池内的冷却水的液面以下，所述淹没水池用于将所述安全壳内的热量导出至大气空间。
2.如权利要求1所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述抑压水池被分隔成相互连通的排气通道及贮水空间，所述排气通道连通所述安全壳的内部空间。
3.如权利要求2所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述抑压水池具有相间隔的内壁及外壁，所述内壁与所述外壁之间设有隔板，且所述隔板与所述抑压水池的底部之间具有间隙，所述隔板与所述内壁之间形成所述排气通道，所述隔板与所述外壁之间形成所述贮水空间。
4.如权利要求3所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述隔板的底部与所述抑压水池的底部之间的间隙形成连通所述排气通道与所述贮水空间的流通通道。
5.如权利要求3所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述隔板的底部与所述抑压水池的底部之间设有多个相间隔的连通所述排气通道与所述贮水空间的流通通道。
6.如权利要求4或5所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述抑压水池内的冷却水淹没所述流通通道。
7.如权利要求2所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述抑压水池沿所述压力容器呈环形设置，且所述排气通道靠近所述压力容器。
8.如权利要求1所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述淹没水池连通大气空间，所述安全壳内的热量通过所述安全壳的壁面导出至所述淹没水池内的冷却水中，所述淹没水池内的冷却水将热量导出至大气空间。
9.如权利要求1所述的外部常淹的钢制安全壳能量控制系统，其特征在于：所述淹没水池采用混凝土或金属制成。
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