CN105041010A - 一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳 - Google Patents

Abstract

本发明公开了属于核安全技术领域的一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，该安全壳是在圆柱体两端分别连接穹顶及下封头组成，其中，圆柱体和穹顶的内表面利用模具和化学处理方法，制备出具有一定间距和超疏水特性的浮点式凸起结构；外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，内表面冷凝放热，能及时将内部热量传递到外界环境中。本发明采用超疏水表面的浮点式结构，具有自清洁作用，减小污垢热阻和防腐作用，而且对向下流动的液膜能起扰动作用，在很大程度上强化了非能动安全壳对热量的传递，从而降低安全壳内部的温度和压力，保证安全壳的完整性，保证核反应堆不发生泄漏事故。该发明操作简单，技术可靠，经济安全，具有很好的前景。

Description

一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳

技术领域

本发明涉及属于核安全技术领域，特别涉及一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，具体说是一种利用超疏水表面及浮点式结构强化核反应堆安全壳的冷凝传热技术，主要用于核反应堆失水事故。

背景技术

核能作为一种可再生、无污染的能源被世界各国广泛关注和利用，但世界上几次核事故也将核电安全性提到了前所未有的高度。当核反应堆发生事故时，为了确保在其他主动性冷却系统不能正常工作情况下仍然能将安全壳内热量排除，实现有效控制安全壳内温度、压力，以保证安全壳的完整性，从而控制和限制放射性物质从反应堆扩散出去，保护周边环境免遭放射性物质的伤害。非能动安全壳就是为达到这个目的而设计的，目前非能动核电站，例如AP1000的安全壳冷却系统主要采用钢‐混凝土安全壳，为进一步提高安全壳的性能，需设计一种高导热能力的非能动核安全壳，高效的非能动安全壳一方面可以降低发生事故时安全壳内的峰值压力，安全系数得以提高，另一方面在水箱水容量一定的情况下，可以维持更长的喷淋时间，即可以减小水的每小时用量。

与传统的非能动安全壳相比，超疏水表面的浮点式非能动核安全壳具有以下几个优点：(1)浮点式凸起结构增大了冷凝换热面积；(2)浮点式凸起对冷凝液膜具有扰动作用；(3)超疏水表面具有自清洁、防腐蚀及抗氧化等优良特性；(4)超疏水表面可使蒸汽的冷凝由膜态冷凝变为珠状冷凝，大大减薄了液膜厚度。这样的非能动安全壳不仅特性优异，而且操作简单，技术可靠，经济安全，因此具有很好的应用前景。

发明内容

本发明的目的是提供一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，其特征在于，所述非能动核安全壳在圆柱体1两端分别连接穹顶2及下封头4组成，其中，圆柱体1和穹顶2的内表面利用模具，采用化学处理，制备出具有一定间距的浮点式凸起结构3；在安全壳的穹顶2外表面上方，设置冷却水喷头5，喷出的水在安全壳的外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，从而实现将反应堆内部的热传递到周围环境中。

所述浮点式凸起结构3为微纳米多尺度凸起；具有超疏水特性；所谓超疏水是指液体与固体表面的接触角大于150度；如果浮点式凸起结构为半球形，那么凸起所占的安全壳的面积S₀＝πr²，而半球形凸起的表面积为S₁＝4πr²/2＝2πr²，这样无论结构的半径大小如何，其表面积就都是所占安全壳表面的2倍，因此当凸起结构的间距很小时，凸起结构的面积就向安全壳2倍的表面积接近，因此凸起的存在，大大增加了安全壳的表面积，所传递的热量也会相应的增加；根据传递的热量等于换热系数h、冷凝面积s及温差ΔT三者的乘积,传递的热量Q＝hSΔT；其次浮点式凸起结构还对安全壳的侧壁起强化壁面的冷凝换热作用；即对于传统的安全壳而言，当蒸汽在壁面冷凝时，凝结的部分液体会沿着壁面向下流动，流动的液膜较厚且附着在壁面上，属于层流，换热效果很差，不利于蒸汽的冷凝换热，而浮点式凸起结构的存在，对液膜具有扰动作用，可使液膜处于紊流状态，因此强化了壁面的冷凝换热。

所述非能动安全壳及其浮点式凸起结构材料为不锈钢和/或镍。

本发明的有益效果在于：1、通过浮点式凸起结构与金属板的一体化制备，从而消除了凸起结构和金属基板的接触热阻，能够确保高效散热。2、安全壳表面的浮点式凸起结构扩展了安全壳的冷凝换热面积，从而能大大提高安全壳非能动散热效率，保证了安全壳的完整性及安全性。3、所设计的浮点式凸起结构对液膜具有扰动作用，可以强化安全壳的冷凝换热能力。由于强化了换热，可以减少外部水箱的喷淋时间及用水量，继而在设计外部水箱时可以减小水箱体积，不仅减小了水箱重量，降低造了价，而且进一步提高了核电站安全性。4、所设计的安全壳内表面具有超疏水特性，可使蒸汽的冷凝由膜态冷凝变为珠状冷凝，可减薄蒸汽冷凝过程中形成的液膜厚度，大大提高了蒸汽的冷凝效率，从而降低发生事故时安全壳内的温度和压力，使安全壳更加安全，同时超疏水性表面具有很好的自清洁性、抗腐蚀及抗氧化特性，以确保安全壳不因腐蚀及氧化破坏而缩短使用寿命，进一步提高了安全性。总之，有益效果在于提高安全壳的抗腐蚀性和蒸汽在安全壳内的冷凝传热，进一步提高现有非能动安全壳的安全性能，该安全壳操作简单，技术可靠，经济安全，不仅可降低事故发生时安全壳内的峰值压力，而且可延长一定水量的使用时间。

附图说明

图1为一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳。

图2为制备表面浮点式结构所用模具。

图3为安全壳上的浮点式凸起结构。

图4为普通和超疏水不锈钢板表面的液滴接触情况，其中(a)普通不锈钢板表面，(b)超疏水不锈钢板表面。

图5为超疏水表面的滴弹跳过程示意图。

具体实施方式

本发明提供了一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，下面将结合附图说明本发明的具体实施方式。

图1为一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳的部分示意图，所述非能动核安全壳在圆柱体1两端分别连接穹顶2及下封头4组成，其中，圆柱体1和穹顶2的内表面利用模具(如图2所示)，采用化学处理，制备出间隔分布的浮点式凸起结构3(如图3所示)；形成内表面均是微纳米多尺度结构，具有超疏水特性，所谓超疏水是指液体与固体表面的接触角大于150度；当反应堆一回路主蒸汽管道发生破口事故时，大量高温蒸汽进入安全壳内部，并与安全壳内空气发生自然对流换热，使安全壳内的温度和压力升高。由于安全壳中心部分蒸汽流速较高，故蒸汽主要由中部上冲至安全壳顶部，并与浮点式超疏水表面接触，发生珠状冷凝换热并形成小液滴，一部分小液滴直接从安全壳内表面滑落，另一部分液滴与其他液滴汇合后弹跳离开浮点式凸起结构表面(如图3、4所示)，还有一部分形成液膜沿壁面流下。蒸汽在冷凝过程中放出热量，通过导热的方式将热量传递到安全壳外表面，由喷头5喷出的水在安全壳的外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，达到利用非能动喷淋的液膜蒸发排除热量的目的。从而实现将反应堆内部的热传递到周围环境中。非能动安全壳及其浮点式凸起结构材料不仅仅限于不锈钢和镍，其他适合于制备核反应堆安全壳的材料也可以使用，本实施例中使用不锈钢材料。

由于安全壳内表面的超疏水特性，蒸汽冷凝后不能在壁面形成液膜，而是成滴状小液滴，小液滴会互相结合形成大液滴，由于两个小液滴的表面能之和大于一个液滴的表面能，因此在液滴合并过程中，多余的能量会转变成动能，从而使液滴发生弹跳，离开壁面，这样会使蒸汽的冷凝由膜状变为珠状冷凝，减薄了冷凝所形成的液膜厚度，有利于冷凝换热系数的提高；另一方面超疏水表面具有自清洁作用，因为核电站长期工作后，由内部自身原因会生成一些灰尘等污染物，这些污染物会在安全壳不锈钢内表面聚集，导致污垢热阻增大，不利于换热的进行，进而使核电站的危险性增大，而超疏水表面可防止污染物在内表面的聚集，具有很好的防腐作用。本发明方法操作简单，技术可靠，经济安全，不仅可应用于非能动核安全壳，而且也可应用在其他相变冷凝传热装置中。

图2为制备浮点式凸起结构所使用的模具图，这样在安全壳金属板预制过程中就可以实现浮点式凸起结构，从而保证浮点式凸起结构与金属板结合的牢固性；

图3显示了具有浮点式凸起结构的安全壳金属板，在安全壳制备完成后对安全壳内表面进行化学处理，改变安全壳内表面的微观结构，得到具有微‐纳米多尺度超疏水表面，该表面具有超疏水特性。制备超疏水表面的方法有很多，如果安全壳在没有拼装焊接之前进行超疏水处理就用化学与电化学两步法快速制备不锈钢超疏水表面，此方法操作简单，技术可靠，经济安全；如果安全壳已经焊接成功，就用喷涂的方法进行多尺度结构超疏水表面的制备，最终目的是制备出具有微纳米多尺度结构的超疏水特性安全壳内表面。凸起间距为L，半球形凸起结构的半径为R，间距和半径可以根据实际情况进行选择。非能动安全壳浮点式凸起的形状可以是半球形结构，也可以是锥形、椭球形或者圆柱形等结构，凸起间的距离和排布可根据实际情况随意改变，本实施例中使用了半球形，排列为平行排列。浮点式凸起结构的存在，不仅对冷凝液膜具有扰动作用，而且扩大了冷凝换热面积，强化了冷凝换热。

图4是普通和超疏水不锈钢板表面的液滴接触情况，其中(a)普通不锈钢板表面，(b)超疏水不锈钢板表面。表面的湿润/疏水作为固体表面最常见的一类界面现象，其液体与固体表面的接触角大于150°，具有超疏水表面。从图中可看出，普通不锈钢表面与超疏水表面湿润情况明显不同，超疏水表面的液体不润湿金属表面，液滴在金属表面呈球形，易于液体从其表面脱落。

图5为安全壳超疏水表面的液滴弹跳现象，由于安全壳内表面的超疏水特性，蒸汽冷凝后不能在壁面形成液膜，而是成滴状小液滴，小的液滴会互相结合形成大的液滴，由于两个小液滴的表面能之和大于一个液滴的表面能，因此在液滴合并过程中，多余的能量会转变成动能，从而使液滴发生弹跳，离开壁面，这样会使蒸汽的冷凝由膜状变为珠状冷凝，减薄了冷凝所形成的液膜厚度。另外，超疏水表面具有较强的自清洁作用，当凝结的小液滴从浮点式凸起结构及不锈钢表面脱落时会带走聚集在其上的灰尘等污染物，同时具有较强的抗腐蚀及抗氧化能力，能够保证安全壳内部衬板不因腐蚀及氧化而遭到破坏，可进一步保证安全壳结构的完整性及安全性。

Claims (3)

1.一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，其特征在于，所述非能动核安全壳在圆柱体(1)两端分别连接穹顶(2)及下封头(4)组成，其中，圆柱体(1)和穹顶(2)的内表面利用模具，采用化学处理，制备出具有一定间距的浮点式凸起结构(3)；在安全壳的穹顶(2)外表面上方，设置冷却水喷头(5)，喷出的水在安全壳的外表面形成液膜，液膜蒸发吸热，从而实现将反应堆内部的热传递到周围环境中。

2.根据权利要求1所述一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，其特征在于，所述浮点式凸起结构为微纳米多尺度凸起；具有超疏水特性；所谓超疏水是指液体与固体表面的接触角大于150度；如果浮点式凸起结构为半球形，那么凸起所占的安全壳的面积S₀＝πr²，而半球形凸起的表面积为S₁＝4πr²/2＝2πr²，这样无论结构的半径大小如何，其表面积就都是所占安全壳表面的2倍，因此当凸起结构的间距很小时，凸起结构的面积就向安全壳2倍的表面积接近，因此凸起的存在，大大增加了安全壳的表面积，所传递的热量也会相应的增加；根据传递的热量等于换热系数h、冷凝面积s及温差ΔT三者的乘积,传递的热量Q＝hSΔT；其次浮点式凸起结构还对安全壳的侧壁起强化壁面的冷凝换热作用；即对于传统的安全壳而言，当蒸汽在壁面冷凝时，凝结的部分液体会沿着壁面向下流动，流动的液膜较厚且附着在壁面上，属于层流，换热效果很差，不利于蒸汽的冷凝换热，而浮点式凸起结构的存在，对液膜具有扰动作用，可使液膜处于紊流状态，因此强化了壁面的冷凝换热。

3.根据权利要求1所述一种超疏水表面的浮点式非能动核安全壳，其特征在于，所述非能动安全壳及其浮点式凸起结构材料为不锈钢和/或镍。