CN105047234A - 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆 - Google Patents

一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN105047234A
CN105047234A CN201510159037.3A CN201510159037A CN105047234A CN 105047234 A CN105047234 A CN 105047234A CN 201510159037 A CN201510159037 A CN 201510159037A CN 105047234 A CN105047234 A CN 105047234A
Authority
CN
China
Prior art keywords
pipeline section
heat exchanger
communicating pipe
inner casing
thermal conduction
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201510159037.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105047234B (zh
Inventor
张圣君
沈峰
孟现珂
邢勉
林诚格
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd
China Nuclear (beijing) Science And Technology Research Institute Co Ltd
Original Assignee
NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd
China Nuclear (beijing) Science And Technology Research Institute Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd, China Nuclear (beijing) Science And Technology Research Institute Co Ltd filed Critical NATIONAL NUCLEAR POWER TECHNOLOGY Co Ltd
Priority to CN201510159037.3A priority Critical patent/CN105047234B/zh
Publication of CN105047234A publication Critical patent/CN105047234A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105047234B publication Critical patent/CN105047234B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G21C15/182—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat comprising powered means, e.g. pumps
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。系统包括：安全外壳；安全内壳；喷淋组件；内置换热器；空冷通道；外置空冷器，外置空冷器的进口通过第一连通管与内置换热器相连，外置空冷器的出口通过第二连通管与内置换热器相连，安全内壳的壁内设有一个贯穿件和安全外壳的壁内设有另一个贯穿件，第一连通管和第二连通管通过一个贯穿件穿过安全内壳的壁，且第一连通管和第二连通管通过另一个贯穿件穿过安全外壳的壁。根据本发明的系统，喷淋组件的工作时间可以延长，喷淋水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，实现将安全内壳内的热量非能动地导出。另外，第一和第二水平管段彼此套设，提高密封性且节省成本。

Description

一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆安全技术领域，具体地，涉及一种用于核反应堆的非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆。
背景技术
核反应堆与常规热源不同，即使在完全停堆和中止链式核反应后，仍会长期产生大量的衰变热，一旦热量不能及时导出反应堆的安全壳，会发生堆芯燃料融化，造成放射性裂变产物的大量释放，导致核污染。
传统的能动型核电厂，由于堆芯冷却、衰变热排出和安全壳冷却均依赖交流电源，在核电厂全厂断电时，无法有效地冷却堆芯，排出衰变热和冷却安全壳，换言之，无法有效地将堆芯热量导出安全壳，因此可能会导致严重的安全事故。
发明内容
本申请是基于发明人对以下事实和问题的发现和认识作出的：
在反应堆发生事故时，例如会导致全厂断电(即核电厂内的交流电源全部丧失)，为了能够有效地将安全壳内的衰变热导出，相关技术提出了安全壳非能动冷却技术，诸如AP/CAP(AP1000和CAP100)先进压水反应堆的压水反应堆在全厂断电时，通过将外置水箱内的水喷淋到安全壳的外壁上，以对安全壳进行冷却。
相关技术中还提出了一种用于高温气冷堆的采用空冷方式的非能动安全壳冷却技术，反应堆压力容器内的衰变热通过辐射方式传递到围绕反应堆压力容器外壁设置的水冷壁排出，排出的衰变热通过空冷塔进行冷却。
本申请的发明人通过研究发现，用于高温气冷堆的非能动衰变热排出系统不适用于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆。对于诸如模块式高温气冷堆的小型反应堆，由于单堆功率仅为百万千瓦级核电的1/15，因此采用空冷冷却技术可以满足衰变热导出的要求。但是，对于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆的单堆功率大，仅仅依靠空冷冷却无法满足将衰变热导出的要求。
对于诸如AP/CAP反应堆的压水反应堆，正常停堆后，衰变热可以由能动给水系统导出衰变热。在发生事故情况下，全厂断电，为了实现堆芯衰变热的安全导出，相关技术中提出了非能动安全系统(passivecoolingsystem，简称PCS系统)导出衰变热。然而，相关技术中的PCS系统的水箱内的水通常只能维持72小时，72小时后必须由能动补水泵补水，以保持热量导出。
然而，在全厂断电的情况下，无法通过补水泵给PCS系统的水箱补水，只能依靠风道内流动的空气对安全壳冷却，例如日本福岛核电站，全厂断电远远超过72小时，无法向水箱补水。在水箱内的冷却水喷淋耗尽后，AP1000反应堆的安全壳的风道内流动的空气的冷却能力约为6MW，而72小时后的衰变热高达17MW，30天之后仍为6.8MW，因此，对于如此大的载热缺口，虽然通过优化空气流道、在安全壳外部增加肋片来增强换热，但是散热提高的幅度非常有限，因此仅依靠风道内流动的空气无法满足热量导出的要求。
此外，虽然可以通过增大PCS系统的水箱容量延长喷淋时，但是从增加PCS系统的水箱容量分析，水箱里的水需要维持喷淋30天以上，这在工程和实践上是不可行的。
换言之，目前AP/CAP系列核电站可以做到事故后72小时内的非能动导出热力，然而日本福岛事故的评价结果表明：由于地震和海啸的双重破坏以及事故后未能及时恢复供电，导致长达七、八天的全厂断电，使堆芯长时间得不到冷却，从而导致氢气爆炸、堆芯熔化等一系列的继发事故。因此，AP/CAP系列核电站如何应对长期断电、如何无需72小时后的能动补水？实现类似于无时间限制的非能动热量导出存在需求。
因此，相关技术中非能动安全壳热量导出系统，尤其是用于压水反应堆的非能动安全壳热量导出系统有待改进。
本发明旨在至少在一定程度上解决相关技术中的技术问题之一。
本发明的另一目的在于提出一种具有上述非能动安全壳热量导出系统的压水反应堆。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，包括：安全外壳(2)；安全内壳(1)，所述安全内壳(1)设在所述安全外壳(2)内，所述安全内壳(1)与所述安全外壳(2)之间限定出风道(200)，所述风道(200)具有风道排气口(5)；喷淋组件(10)，所述喷淋组件(10)设在所述安全内壳(1)外面，用于非能动地向所述安全内壳(1)的外壁上喷淋冷却水以冷却所述安全内壳(1)；内置换热器(9)，所述内置换热器(9)设在所述安全内壳(1)内；空冷通道(171)，所述空冷通道(171)位于所述安全外壳(2)外面且具有空冷通道进气口(18)和空冷通道排气口(21)；和外置空冷器(12)，所述外置空冷器(12)设在所述空冷通道(171)内，所述外置空冷器(12)的进口通过第一连通管(13)与所述内置换热器(9)的出口相连，所述外置空冷器(12)的出口通过第二连通管(14)与所述内置换热器(9)的进口相连，所述安全内壳的壁内设有一个贯穿件和所述安全外壳的壁内设有另一个贯穿件，所述第一连通管和第二连通管通过所述一个贯穿件穿过所述安全内壳的壁，且所述第一连通管和第二连通管通过所述另一个贯穿件穿过所述安全外壳的壁。
根据本发明实施例的系统，喷淋组件单位时间内的喷水量可以减小，从而延长喷淋组件的喷淋时间，对安全更加有利。另外，通过将使第一和第二连通管通过同一个贯穿件分别穿过安全内壳和安全外壳，减少了安全内壳和安全外壳上的开孔数，降低了制造成本，提高了密封性。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，喷淋组件的冷却水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，通过风道内流动的空气和载热剂在内置换热器与外置空冷器之间的自然循环对安全内壳进行冷却，从而实现将安全内壳内的热量非能动地导出，提高了安全性。
根据本发明实施例的压水反应堆，包括根据本发明上述实施例所述的非能动安全壳热量导出系统。
附图说明
图1是根据本发明第一实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图2是根据本发明第二实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图3是根据本发明第三实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图4是根据本发明第四实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图5是根据本发明第五实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图6是根据本发明第六实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图7是根据本发明第七实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图8是根据本发明第六实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
图9是根据本发明第七实施例的非能动安全壳热量导出系统的局部示意图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，旨在用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中，“多个”的含义至少两个，例如两个，三个等，除非另有明确具体的限定。
在本发明中，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或成一体；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系。对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
下面描述根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统尤其适用于压水反应堆，所述压水反应堆例如为AP/CAP先进压水反应堆(如AP1000和CAP100先进压水反应堆。)压水反应堆的单堆功率大，停堆后72小时后的衰变热仍高达17MW，30天之后仍为6.8MW。根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，在停堆72小时后，无需能动补水，仍然能够无时间限制地非能动地将安全壳内的热量导出，提高了安全性。
下面参考附图描述根据本发明的实施例的非能动安全壳热量导出系统。
如图1所示，本实施例的非能动安全壳热量导出系统包括安全外壳2、安全内壳1、喷淋组件10、内置换热器9、空冷通道171、和外置空冷器12。
安全内壳1设在安全外壳2内，安全内壳1与安全外壳2之间的空间构成风道200，风道200具有风道进气口4和风道排气口5，风道进气口4和风道排气口5将风道200与安全外壳2外面连通。风从风道进气口4进入风道200，且从风道排气口5排出风道200。
喷淋组件10设在安全内壳1外面，用于非能动地向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水，从而冷却安全内壳1。内置换热器9设在安全内壳1内。空冷通道171位于安全外壳2外面，空冷通道171具有空冷通道进气口18和空冷通道排气口21。
外置空冷器12设在空冷通道171内，外置空冷器12位于空冷通道进气口18与空冷通道排气口21之间。外置空冷器12的进口通过第一连通管13与内置换热器9的出口相连，外置空冷器12的出口通过第二连通管14与内置换热器9的进口相连。安全内壳1的壁内设有一个贯穿件37和安全外壳2的壁内设有另一个贯穿件37，第一连通管13和第二连通管14通过所述一个贯穿件37穿过安全内壳1的壁，且第一连通管13和第二连通管14通过所述另一个贯穿件穿过安全外壳2的壁。优选地，两个贯穿件一体形成，即两个贯穿件为同一贯穿件。
载热剂在外置空冷器12和内置换热器9之间自然循环，从而导出安全内壳1内的热量。换言之，外置空冷器12、内置换热器9、第一连通管13和第二连通管14构成的热量导出回路，回路中作为循环介质的载热剂可以为水或有机载热剂。这里有机载热剂应做广义理解，例如，可以是纯的有机载热剂，如乙二醇，氟利昂，也可以是水与有机载热剂的混合物，只要该混合物的冰点低以便在寒冷气候条件下该混合物不凝结即可。
本领域的技术人员可以理解的是，安全内壳1例如可以为钢制壳，安全外壳2例如为混凝土壳。在图1-图9所示的实施例中，安全内壳1包括圆筒体和设在圆筒体上端的上封头，安全外壳2的形状与安全内壳1的形状类似，然而本发明并不限于此。压水堆的堆芯等构件设在安全内壳1内的堆芯腔内。
当核电厂发生事故时，如在全厂断电的情况下，通过喷淋组件10向安全内壳1上喷淋冷却水，冷却水吸热后由从风道进气口4进入风道200内的空气带走并从风道排气口5排出到安全外壳2外面，从而非能动地导出安全内壳1内的热量。此外，通过可选择地在外置空冷器12和内置换热器9之间循环载热剂，如水、氟利昂、乙二醇或水与乙二醇的混合物，可以将安全内壳1中的一部分热量通过载热剂自然循环的方式非能动地导出。
换言之，通过独立于喷淋组件10的另一套非能动热量导出子系统，协助喷淋组件10导出安全内壳1内的热量。喷淋组件10的体积和尺寸无需增大，减小了系统的整体尺寸和重量，便于布置。
此外，喷淋组件10的冷却水耗尽后，不需要外界能动手段补水，可以实现类似于“无时间限制的”安全内壳非能动热量导出。由于内置换热器9和外置空冷器12构成独立的非能动热量导出子系统，一旦内置换热器9发生损坏，放射性物质不会直接向环境排放，外置空冷器12起到防护作用。内置换热器9和外置空冷器12与反应堆的主蒸汽供应系统不直接关联，不会造成附加的热量损失且不会导致机组热效率降低。
此外，喷淋组件10的冷却水耗尽后，空气可以从风道进气口4进入风道200且从风道排气口5排出，辅助热量导出，与此同时，内置换热器9和外置空冷器12构成独立的非能动热量导出子系统通过载热剂的自然循环导出热量，由此提高了热量的导出量，满足了大功率核反应堆如AP/CAP和反应堆在发生事故时特别是发生事故72小时之后，例如长达20-30天的时间内，対热量导出的要求，提高了安全性。
在一些实施例中，在发生事故时，喷淋组件10向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水，同时在外置空冷器12与内置换热器9之间自然循环载热剂以冷却安全内壳1，在载热剂的自然循环的协助下，喷淋组件10单位时间内的喷水量可以减少，从而延长喷淋时间。而在喷淋组件的冷却水耗尽后，通过风道内的空气且同时通过在外置空冷器12与内置换热器9之间自然循环的载热剂冷却安全内壳，在事故发生72小时之后，例如20-30天内的时间内，可以可靠地导出安全内壳1内的热量，避免安全内壳1内的温度和/或压力超过设计阈值，提高了安全性，例如安全内壳1内的温度设计阈值通常为150摄氏度，压力设计阈值通常为0.5MPa。
可以理解的是，在喷淋冷却水冷却安全内壳1时，冷却水在安全内壳1的外壁上形成水膜，以吸收安全内壳1内的热量而蒸发，蒸发的冷却水可以由从风道进气口4进入到风道200内的空气携带而从风道排气口5排出。在冷却水耗尽后，从风道进气口4进入到风道200内的空气与安全内壳1热交换而吸收安全内壳1内的热量，并从风道排气口5排出。
在一些可选实施例中，在发生事故时，喷淋组件10向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水以冷却安全内壳，此时载热剂可以未在外置空冷,12与内置换热器9之间自然循环，在喷淋组件的冷却水耗尽后，通过风道内的空气且同时通过在外置空冷器12与内置换热器9之间自然循环的载热剂冷却安全内壳。换言之，喷淋冷却水的过程中，由于冷却水冷却满足了热量导出的要求，因此，载热剂不自然循环，当冷却水耗尽后，通常事故发生72小时之后，由于风道内的空气冷却无法满足热量导出要求，因此载热剂自然循环启动，以满足热量导出要求，保证安全性。
在一些可选实施例中，在发生事故时，喷淋组件10向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水以冷却安全内壳，且在喷淋冷却水的过程中，仅当安全内壳中的温度和/或压力超过设计阈值时，载热剂才在外置空冷器12与内置换热器9之间自然循环，在喷淋组件的冷却水耗尽后，通过风道内的空气且同时通过在外置空冷器12与内置换热器9之间自然循环的载热剂冷却安全内壳。
在一些优选实施例中，在发生事故时，喷淋组件10向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水以冷却安全内壳，在喷淋组件的冷却水耗尽后，通过风道内的空气冷却安全内壳，在喷淋冷却水的过程中且在冷却水耗尽后，只有在安全内壳中的温度和/或压力超过设计阈值时载热剂才在外置空冷器与内置换热器之间自然循环。换言之，载热剂自然循环协助喷淋组件対安全内壳1冷却，无论喷淋水是否耗尽，只要安全内壳1内的温度和/或压力超过设计阈值，则载热剂自然循环启动，以从安全内壳1导出更多热量，当安全内壳内的温度和压力低于设计阈值时，由于无法形成压差，则载热剂自然循环不启动，由此，提高了安全性且控制简单方便，成本低。
优选地，风道200内设有空气导流板3，用于导引在风道200内流动的空气，以提高传热效率和热量导出效率。
下面参考图1和2描述根据本发明一个具体实施例的非能动安全壳热量导出系统。
如图1和2所示，根据本发明一个具体实施例的非能动安全壳热量导出系统包括安全内壳1，安全外壳2，内置换热器9，喷淋组件10，空冷通道171和外置空冷器12。
安全内壳1设在安全外壳2内，安全内壳1与安全外壳2之间的空间构成风道200。空冷通道171由烟囱墙17与安全外壳2的外壁限定出，由此可以降低制造成本。本领域技术人员可以理解的是，本发明并不限于此，例如，空冷通道171可以由单独的烟囱墙17限定出，换言之，空冷通道171由独立于安全外壳2的烟囱限定出。
风道200具有风道进气口4和风道排气口5。风道进气口4和风道排气口5形成在安全外壳2的外壳壁上。优选地，风道排气口5形成在安全外壳2的顶部，风道进气口4形成在安全外壳2的侧壁上。风道200内设有空气导流板3，空气导流板3设在风道200的上部，用于将空气导引到风道排气口5，以增加传热和热量导出效率。
喷淋组件10设在安全内壳1外面，用于非能动地向安全内壳1的外壁上喷淋冷却水，从而冷却安全内壳1。内置换热器9设在安全内壳1内，空冷通道171位于安全外壳2外面，空冷通道171具有空冷通道进气口18和空冷通道排气口21。
外置空冷器12设在空冷通道171内，外置空冷器12的进口通过第一连通管13与内置换热器9的出口相连，外置空冷器12的出口通过第二连通管14与内置换热器9的进口相连。外置空冷器12、内置换热器9、第一连通管13和第二连通管14构成的热量导出回路中可以用水作为循环介质，同理，这里水应广义理解为可以进行热交换和在热量导出回路中循环的液态介质。第一连通管13和第二连通管14通过设在安全内壳1和安全外壳2的壁的同一贯穿件37。
如图1所示，烟囱墙17包括侧壁和顶壁，烟囱墙17的顶壁封闭空冷通道171的上端，空冷通道进气口18和空冷通道排气口21形成在烟囱墙17的侧壁上。空冷通道进气口18邻近烟囱墙17的下端，空冷通道排气口21邻近烟囱墙17的上端。风道进气口4邻近安全外壳2的下端，由此，风道进气口4将风道200与安全外壳2的外部连通。在一些可选实施例中，风道进气口4可以邻近安全外壳2的上端或位于安全外壳2的中部。
换言之，空气从外部环境通过空冷通道进气口18进入空冷通道171的下部，一部分空气向上流动与外置空冷器12热交换后，从空冷通道排气口21排出，另一部分空气可以通过风道进气口4进入风道200，然后通过风道排气口5排出。
如图2所示，空冷通道171可以为多个且沿安全外壳2的周向间隔布置，外置空冷器12为多个且分别对应地设在多个空冷通道171内。内置换热器9也为多个且与每个内置换热器9与至少一个外置空冷器12相连。优选地，内置换热器9的数量可以小于外置空冷器12的数量，例如，两个外置空冷器12与一个内置换热器9相连，在此情况下，内置换热器9的换热管的数量可以增加，以使单个内置换热器9的换热能力与两个外置空冷器12的换热能力匹配。
如图1所示，有利地，外置空冷器12的顶部的水平高度高于内置换热器9的顶部的水平高度，外置空冷器12的底部的水平高度高于内置换热器9的底部的水平高度。换言之，外置空冷器12高于内置换热器9。由此，在内置换热器9内被安全内壳1内的热量加热后的载热剂密度减小，在浮升力的作用下向上流动进入外置空冷器12，外置空冷器12内被空气冷却后的载热剂密度增加，向下流入内置换热器9，从而便于载热剂的自然循环的建立，提高了热量导出效果。
在一些具体示例中，如图1所示，外置空冷器12可以为翅片式换热器，例如，外置空冷器12包括外换热管120，外换热管120之间设有翅片121，以增加与空气进行换热的面积，提高空气对外置空冷器12的冷却效果。外置空冷器12也可以包括上联箱和下联箱。
内置换热器9包括进口联箱91，出口联箱92和连接在进口联箱91与出口联箱92之间的内换热管90。出口联箱92位于进口联箱91下方，进口联箱91通过第二连通管14与外置空冷器12的出口相连，出口联箱92通过第一连通管13与外置空冷器的进口相连。内换热管90可以为光滑的管，也可以为带有强化换热件如翅片的强化换热管。
本领域的技术人员可以理解的是，外置空冷器12和内置换热器9并不限于上述结构，例如，外置空冷器12和内置换热器9可以具有相同的结构，例如为平行流换热器。
第一连通管13的内端与出口联箱92相连，第一连通管13的外端穿过安全内壳1和安全外壳2与外置空冷器12的进口相连，第二连通管14的内端与进口联箱91相连，第二连通管14的外端穿过安全内壳1和安全外壳2与外置空冷器12的出口相连。为了保证第一连通管13和第二连通管14穿过安全内壳1和安全外壳2的密封性，在安全内壳1和安全外壳2的壁内分别设置贯穿件37，第一连通管13和第二连通管14穿过贯穿件37。
第一连通管13上设有第一气动阀11。第二连通管14上设有第二气动阀15。具有地，第一连通管13为大体L形且包括第一水平管段131和与第一水平管段132相连的第一竖直管段132。第一水平管段131与外置空冷器12的进口相连，第一竖直管段132与出口联箱92相连。第一气动阀11设在第一水平管段131上。
第二连通管14包括依次相连的第二水平管段141，第三水平管段143和连接在第二水平管段141与第三水平管段143之间的第二竖直管段142。第二水平管段141与外置空冷器12的出口相连，第三水平管段143与进口联箱91相连，第二气动阀15设在第三水平管段143上。
第一气动阀11和第二气动阀15可以处于常开状态，在压水堆正常运行时，由于内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内充满载热剂，安全内壳1内的温度较低，由密度差和温度差而形成的驱动压头较小自然循环不容易建立。当发生事故时，内置换热器9内的载热剂加热，密度差增大，驱动压头增大，从而建立载热剂在内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内非能动地自然循环，从而导出安全内壳1内的热量。
可选地，第一气动阀11和第二气动阀15可以处于常闭状态，换言之，在压水堆正常运行时，第一气动阀11将第一连通管13截止，第二气动阀15将第二连通管14截止，载热剂无法在内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内循环。在一个优选示例中，在严寒地区，在压水堆正常运行时，通过排空内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内的载热剂，可以避免载热剂在内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内结冰。当发生事故时，第一气动阀11和第二气动阀15打开，从而载热剂在内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14内自然循环，导出热量，因此根据本发明此实施例的非能动系统可以适用于寒冷地区，提高了适用性。
如图1所示，在优选的示例中，根据本发明的非能动安全壳热量导出系统还包括第一泄排管28、设在第一泄排管28上的第一泄排阀27、第二泄排管163和设在第二泄排管163上的第二泄排阀16。
第一泄排管28的第一端与外置空冷器12相连，第一泄排管28的第二端与安全内壳1与安全外壳2之间的风道200连通。第二泄排管163位于安全内壳1内且与第二连通管14相连。更具体而言，第一泄排管28与外置空冷器12的底部连通，第二泄排管163与第三水平管段143相连。
第一泄排管28可以用于排空外置空冷器12内的载热剂，第二泄排管163可以用于排空内置外置空冷器12以及第一连通管13和第二连通管14内的载热剂。
例如，在严寒区域或当气候变得寒冷时，可以通过第一泄排管28和第二泄排管163排空内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14构成的热量导出回路内的载热剂，避免结冰。
为了便于排空上述热量导出回路内的载热剂，在一些具体示例中，第一连通管13包括第一水平管段131和第一竖直管段132。外置空冷器12和第一水平管段131相对于水平方向倾斜地布置。
第二连通管14包括第二水平管段141，第二竖直管段142和第三水平管段143。内置换热器9、第二水平管段141和第三水平管段143相对于水平方向倾斜地设置。
更具体而言，在图1中，第一水平管段131在第一气动阀11与外置空冷器12之间的部分的右端高于其左端，从而便于该部分内的载热剂流向外置空冷器12，以利于通过第一泄排阀27排出。外置空冷器12倾斜地布置，是指外置空冷器12的水平设置的元件倾斜，例如，外置空冷器12的上联箱122和下联箱123倾斜。例如，在图1中，上联箱122和下联箱123的右端高于左端，从而有利于外置空冷器12内的水通过第一泄排阀27排空。此外，第二水平管段141可以倾斜地设置，即第二水平管段141的右端高于左端。
在设置第二泄排阀16的情况下，第一水平管段131在第一气动阀11与第一竖直管段132之间的部分倾斜地设置，即在图1中，该部分的左端高于右端。第三水平管段143也倾斜设置，即在图1中，第三水平管段143的左端高于右端。此外，内置换热器9的进口联箱91和出口联箱92倾斜地设置，由此便于载热剂通过第二泄排阀16排空。
可以理解的是，在设置第二泄排阀16的情况下，第二水平管段141也可以设置为左端高于右端，从而其内的载热剂可以通过第二泄排阀16排出，此外，第一水平管段131也可以设置左端高于右端。
优选地，第一泄排阀27包括彼此串联的第一泄排电动阀271、第一泄排气动阀272和第一泄漏监测装置40。
第一泄漏监测装置40与第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272之间的第一泄漏监测点以及第一泄排气动阀272与第一泄排管28的第二端之间的第二泄漏监测点相连。
正常工作时，第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272均处于关闭状态，通过第一泄漏监测装置40可以实时监测第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272的工作状态，如第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272之间的第一泄漏监测点的信号异常，则第一泄排电动阀271发生故障，如果第一泄排气动阀272后面的第二泄漏监测点的信号异常，则第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272均发生故障。
类似地，第二泄排阀16包括彼此串联的第二泄排电动阀161、第二泄排气动阀162和第二泄漏监测装置41。
第二泄漏监测装置41与第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162之间的第三泄漏监测点以及第二泄排气动阀162与第二泄排管163的自由端之间的第四泄漏监测点相连。
正常工作时，第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162均处于关闭状态，通过第二泄漏监测装置41可以实时监测第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162的工作状态，如第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162之间的第三泄漏监测点的信号异常，则第二泄排电动阀161发生故障，如果第二泄排气动阀162后面的第四泄漏监测点的信号异常，则第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162均发生故障。
在安全内壳1内还设有凝水收集器38，凝水收集器38设在内置换热器9下方且位于第二竖直段142和第一竖直段132下方，用于收集内置换热器9以及第一连通管13和第二连通管14上的冷凝水，凝水收集器38具有排水口，排水口处连接有排水管39，凝水收集器38内的冷凝水可以通过排水管39排放到设在安全内壳1中的内置换料水箱(未示出)内。
在一些优选示例中，如图1所示，在安全内壳1内设有膨胀箱22，膨胀箱22具有第一开口221和第二开口222，第一开口221通过排气管24与第一连通管13相连，第二开口222通过连接管23与第二连通管14相连。有利地，膨胀箱22的底面高于内置换热器9和外置空冷器12，即膨胀箱22的水平高度高于空内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14。更具体地，排气管24的一端与第一开口221相连，排气管24的第二端与第一水平管段131相连，排气管24与第一水平管段131的连接位置位于第一气动阀11与外置空冷器12之间。连接管23的一端与第二开口222相连，连接管23的另一端与第三水平管段143相连，连接管23与第三水平管段143的连接位置位于第二气动阀15与进口联箱91相连。
优选地，排气管24上设有第一排气阀25，膨胀箱22具有形成在其顶部的第三开口223，第三开口223连接有第二排气阀26。
膨胀箱22可以为内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14构成的热量导出回路提供初始充载热剂以及为在该热量导出回路运行时的体积膨胀提供缓冲。膨胀箱22的载热剂量设计足以满足热量导出回路一次充载热剂且在第一气动阀11之后，经外置空冷器12到第二气动阀15之间的管路泄排后的再次充载热剂。为了防止热量导出回路中积存不凝结性气体，热量导出回路设有排气点，热量导出回路中的气体通过排气管24与膨胀箱22相连，通过第二排气阀26进入安全内壳中，由此既可以排出热量导出回路中的气体，同时又保证了载热剂不会泄漏而损失。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统还包括载热剂辅助循环系统300，载热剂辅助循环系统300设在安全外壳2外面，例如设在安全外壳2外面的辅助厂房内，载热剂辅助循环系统300与外置空冷器12相连，用于向外置空冷器12内供给载热剂。
尤其是在载热剂为水的情况下，载热剂辅助循环系统300包括预热器32、载热剂箱34和循环泵31，所述循环泵31的第一端通过第一阀门36和第一载热剂管35与所述外置空冷器12相连，所述循环泵31的第二端通过第二阀门29和第二载热剂管30与所述外置空冷器12相连，所述预热器32设在所述第一载热剂管35上，所述载热剂箱34与所述第二载热剂管30相连。
载热剂箱34与循环泵31的入口相邻，用以向热量导出回路补水。通过循环泵31，可以实现热量导出回路内工质的流动和补水，采用加药的方式维持水质。载热剂辅助循环系统300可以放置在辅助厂房内，必要时可以与喷淋组件100共用一套水源。
优选地，载热剂辅助循环系统300还包括通过控制阀331与第一载热剂管35相连的加药箱33。
在一些具体示例中，如图1所示，空冷通道171的内壁上设有支撑件20，外置空冷器12安装在支撑件20上，由此便于外置空冷器12的安装。支撑件20为具有中心通孔201的环形框架，中心通孔201在竖直向上的方向上对着外置空冷器12。根据空冷风道117的横截面形状，支撑件20可以为圆环形或方环形框架。
空冷通道171内设有位于空冷通道进气口18与外置空冷器12之间的过滤器19，用于对经过空冷通道进气口18进入空冷通道171内流向外置空冷器12的空气进行过滤。可以理解的是，为了防止空气旁流，外置空冷器12与支撑件20之间以及支撑件20与空冷通道171的内壁面之间具有足够的密封性能，以进一步提高气流与外置空冷器12的热交换效果。
喷淋组件10包括水箱6，喷淋管8和喷淋阀7。水箱6设在安全外壳2外面。在图1所示的示例中，水箱6由设在安全外壳2上部的外壁面上的水箱壁61与安全外壳2的壁构成，例如，水箱壁61与安全外壳2一体利用混凝土浇筑而成。如图1所示，在安全外壳2具有锥形段210，锥形段210的上段连接上筒段211，上筒段211的上端开口构成风道排气口5，锥形段210的下端连接下筒段212。水箱由水箱壁61与锥形段210的外壁构成，水箱壁61环绕上筒段211和风道排气口5。由于水箱6一体地形成在安全外壳2内，因此，减少了水箱6的整体重量，所需空间小，降低成本。
喷淋管8的第一端与水箱6相连，喷淋管8的第二端延伸到安全内壳1的顶部上面。喷淋阀7设在喷淋管8上。压水堆正常运行时，喷淋阀7关闭，当发生事故时，喷淋阀7打开，水箱6内的水依靠重力非能动地通过喷淋管8喷淋到安全内壳1的外壁面上，吸收了热量的水从风道排气口5排出，从而导出安全内壳1内的热量。
当然，本领域的技术人员可以理解的上，水箱6并不限于设在安全外壳2上，也可以独立于安全外壳2并设在安全外壳2上方。
此外，在图1所示的实施例中，由于风道进气口4的位置邻近安全外壳2的下端，因此也可以不设置空气导流板3。
图2示出了根据本发明另一些实施例的非能动安全壳热量导出系统。如图2所示，在此实施例中，风道进气口4的位置高于空冷通道171的上端，空冷通道进气口18和空冷通道排气口21形成在烟囱墙17上。图2所示的非能动安全壳热量导出系统的实施例其他构成和操作与图1所示的实施例类似，这里不再详细描述。
图3示出了根据本发明另一些实施例的非能动安全壳热量导出系统。如图3所示，空冷通道171的下端敞开以形成空冷通道进气口18，空冷通道排气口21形成在安全外壳2的外壳壁上，空冷通道171通过空冷通道排气口21与风道200连通，风道进气口4的位置低于空冷通道171的下端。而且，空气导流板3在冷通道排气口21下方与安全内壳1的内壁接近，以便于将从冷通道排气口21进入的空气导向风道排气口5。
由此，通过空冷通道进气口18进入到空冷通道171内的空气与外置空冷器12热交换后，通过空冷通道排气口21进入风道200，然后通过风道排气口5排出到大气环境中。
在此实施例中，空冷通道171和风道200共用一个排气口，这样大大降低了烟囱墙17的高度，使得烟囱墙17的整体重量大幅降低，同时满足空气自然循环所需的抽吸高度。
优选地，第一连通管包括第一水平管段和第一竖直管段，第一水平管段与内置换热器相连，第一竖直管段与外置空冷器相连，第二连通管包括第二水平管段，第二竖直管段和第三水平管段，第二水平管段与外置空冷器相连，第三水平管段与内置换热器相连，第二竖直管段连接在第二水平管段与第三水平管段之间，第二水平管段和第一水平管段彼此套设。
在一些实施例中，第一连通管水平设置，第二连通管包括第二水平管段，第二竖直管段和第三水平管段，第二水平管段与外置空冷器相连，第三水平管段与内置换热器相连，第二竖直管段连接在第二水平管段与第三水平管段之间，第二水平管段和第一连通管彼此套设。
可选地，第一连通管和第二连通管彼此并排地穿过贯穿件。
更优选地，一个贯穿件和另一个贯穿件一体形成。
为了防止第一连通管和第二连通管之间传热，第一连通管和第二连通管位于贯穿件内的部分中的至少一个上设有隔热材料层50。
图1-图3所示的实施例，特别适用于载热剂为水、乙二醇或乙二醇和水的混合物的情况。
图4示出了本发明的另一些实施例，图4所示的实施例与图1所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300且第一连通管13和第二连通管14上未设置阀门，图4所示实施例中的载热剂辅助循环系统300包括载热剂箱34和真空泵60，载热剂箱34通过第一载热剂管35和第一阀门36与外置空冷器12相连，真空泵60通过第二载热剂管30和第二阀门29与外置空冷器12相连相连。
图5示出了本发明的另一些实施例，图5所示的实施例与图2所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300且第一连通管13和第二连通管14上未设置阀门，图5所示实施例中的载热剂辅助循环系统300与图4所示实施例类似。
图6示出了本发明的另一些实施例，图6所示的实施例与图3所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300且第一连通管13和第二连通管14上未设置阀门，图6所示实施例中的载热剂辅助循环系统300与图4所示实施例类似。
图7示出了本发明的另一些实施例，图7所示的实施例与图4所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300，图7所示实施例中的载热剂辅助循环系统300包括与第一载热剂管35相连的蓄压载热剂箱70。
图8示出了本发明的另一些实施例，图8所示的实施例与图5所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300，图8所示实施例中的载热剂辅助循环系统300包括与第一载热剂管35相连的蓄压载热剂箱70。
图9示出了本发明的另一些实施例，图9所示的实施例与图6所示实施例类似，区别仅在于载热剂辅助循环系统300，图9所示实施例中的载热剂辅助循环系统300包括与第一载热剂管35相连的蓄压载热剂箱70。
根据本发明上述实施例的非能动安全壳热量导出系统(简称PCS)分为两套独立的非能动安全壳热量导出系统：第一非能动安全壳热量导出系统(简称PCS1，也可以称为喷淋式非能动冷却系统)，包括安全内壳1、安全外壳2、风道200和喷淋组件10，且具有喷淋导热和空气流动导热两种导热模式，第二非能动安全壳热量导出系统(简称PCS2，也可以称为载热剂自然循环冷却系统)包括空冷通道171、空内置换热器9、外置空冷器12、第一连通管13和第二连通管14，即由一套闭式自然循环系统和一套空冷系统组成，其中空冷系统在干模式下运行。
PCS1包括钢制安全内壳1、混凝土安全外壳2、空气导流板3、风道200、风道进气口4、风道排气口5、水箱6、喷淋阀7、喷淋管8。反应堆衰变热以蒸汽的形式释放到安全内壳1内，在钢制安全内壳1的内壁面凝结，以导热的形式将热量传输至钢制安全内壳1的外壁，从风道进气口4进入风道200内的冷空气，经混凝土安全外壳2的内壁与安全内壳1之间的环形通道向上流动，并与安全内壳1的外壁发生热交换，空气受热后向上流动，最后通过风道排气口5将热量导出排向大气环境。
PCS2包括内换热管90、进口联箱91、出口联箱92、第一竖直管段(即上升管)132、第一气动阀11、第二气动阀15、外置空冷器12、第一连通管13、第二连通管14和空冷通道171。如上所述，内换热管90、进口联箱91、出口联箱92构成内置换热器9，内换热管90由多传热管排列组成。可以理解是，内换热管90不局限于如图1中所示的沿竖向布置，也可以倾斜地布置；同时内换热管90既可以采用光管，也可以采用强化换热管；内换热管90例如可以选择不锈钢管、铜管或铝管等。
PCS2运行期间，第一气动阀11、第二气动阀15和第二排气阀26处于开启状态，安全内壳1内的空气以冷凝和自然对流的方式对内换热管90进行加热，内换热管90内的水受热升温而密度减小，与外置空冷器12和第二竖直管段(即下降管)14)的水形成密度差，利用该位差，形成水的自然循环的驱动力，将安全内壳1内的热量带出安全内壳1外，最后通过外置空冷器12与空冷通道171内的空气进行热交换，从而通过第二排气口21排向大气环境。
如上所述，优选地，混凝土安全外壳2与烟囱墙17共同构成了空冷通道171，外置空冷器12放置在空冷通道171内，冷空气通过空冷通道进气口18进入空冷通道171，横向冲刷带有翅片121的外换热管120，受热后的空气通过空冷通道排气口21排出到大气中。因此，PCS2的运行完全依靠工质(在本实施例中为水)自身的参数变化实现，不需要外界动力源的支持，由此实现了完全的非能动。
与PCS1的上升气流进行汇合，最后经排气口5进入大气环境。
烟囱墙17可以起到对外置空冷器12和相关的管路进行实体防护的作用，具备抵御外界撞击的能力，通过使烟囱墙17与安全外壳2一体形成，即空冷通道171由烟囱墙17与安全外壳2限定出，提高了抗撞击能力。进而，PCS2的空冷通道171为非环形，而是设置成沿圆周方向间隔开的多个条状，如图2所示。空冷通道171、混凝土安全外壳2、风道排气口5、水箱6的相对位置如图2所示。空冷通道171的数量取决于功率需求和现场条件，由此可以减小烟囱墙17的重量。
在图1所示的实施例中，PCS2的空冷通道171的空冷通道排气口21设在空冷通道171的上部，空冷通道进气口18设在空冷通道171的下部。
在图4所示的实施例中，PCS2的排气口设置在混凝土安全外壳2的上部，与PCS1共用一个排气口，这样大大降低了烟囱墙17的高度，使得烟囱墙17的整体重量大幅降低，同时满足空气自然循环所需的抽吸高度。优选地，在烟囱墙17与安全外壳2一体形成的情况下，PCS2优先选择布置在高位，即使靠近安全外壳2的上端布置。
在图3所示的实施例中，PCS1与PCS2各自具有独立的进风和排风口，并且通过布置减小PCS2的排风口对PCS1进风的影响，使得PCS1与PCS2相对独立，抗震和布置易于满足要求。在该实施例中，优选地，PCS2优先选择布置在低位，即靠近安全外壳1的下端布置。
在图1所示的实施例中，PCS1与PCS2具有共同的进风口，其中，一部分气流经风道进风口4进入PCS1的风道200，对钢制安全内壳1进行冷却，热空气经风道排气口5将热量排向大气环境；另一部分气流经过滤器19，冷却外置空冷器12，受热后向上流动，最后经空冷通道排气口21进入大气环境。与图3所示的实施例相比，通过将进风口设在下部，可以不设置空气导流板3，为了保证安全内壳1的直段和上封头的过渡区有较好的空气流动性，在该位置设有局部空气导流板3如图1所示。在图1所示的实施例中，PCS2优先选择布置在低位。
如上所述，为了收集内置换热器9以及相关管路的外表面的凝结水，在内置换热器9的下方设置凝水收集器38，收集下来的凝水通过排水管39重新进入安全内壳1内的内置换料水箱，参与下一次循环。
为了防止PCS2备用和正常运行期间，粉尘在外换热管120上的沉积，在外置空冷器12的下方且空冷通道进气口18的上方设置过滤器19；为了防止空气旁流，外置空冷器12与支撑件20之间有足够的密封，使得上升气流只能通过外置换热器9的管束区。为了保证第一连通管13和第二连通管14穿过安全内壳1和安全外壳2的密封性，在安全内壳1和安全外壳2的壁内设置贯穿件37。
膨胀箱22为PCS2提供初始充水和为PCS2运行时的体积膨胀提供缓冲，膨胀箱22的载热剂量设计足以满足PCS2的一次充水以及第一气动阀11之后，经外置空冷器12到第二气动阀15之间管路泄排后的再次充水。为了防止PCS2中积存不凝结性的气体，PCS2设有排气点，PCS2的气体通过排气管24与膨胀箱22相连，通过排气阀26进入安全内壳1内，借助连通器的原理，这样既可以排出PCS2中的气体，同时又保证了水不会泄漏而损失。
在PCS2备用期间，通过载热剂辅助循环系统维持PCS2的水质和工质状态，载热剂辅助循环系统主要包括第二载热剂管30、循环泵31、预热器32、加药箱33、第一载热剂管35。第二载热剂管30通过与外置空冷器12的上联箱(图1中的上联箱)上的第二阀门29相连，第一载热剂管35与外置空冷器12的下联箱(图1中的下联箱)的第一阀门36相连。载热剂箱34与循环泵31的入口相连，用以向PCS2进行补水。通过循环泵31，可以实现PCS2内工质的流动和补水，采用加药的方式维持PCS2内的水质。载热剂辅助循环系统放置在辅助厂房内。
为了提高适用性，例如，在检测、维修和严寒天气条件下保护PCS2，可以对PCS2进行泄排。PCS2设置了两组泄排阀。第一泄排阀27设置在外置空冷器12的下联箱底部，通过第一泄排管28将泄排排放到混凝土安全外壳2与安全内壳1之间，并通过PCS1的喷淋泄排回路进行排放。为了保证泄排效果，外置空冷器12的上联箱和下联箱以及第一水平管段131和第二水平管段141倾斜布置，使得第一气动阀11之后的第一水平管段131和第二水平管段141内的水能够流回外置空冷器12，防止因结冰而造成管路破损。第二泄排阀16设置在第三水平管段143上，第三水平管段143以及内置换热器9的进口联箱91和出口联箱92倾斜布置，保证安全内壳1内的管路内的积水通第二过泄排阀16彻底排空。
根据本发明的非能动安全壳热量导出系统，可以应对寒冷气候，对厂址具有很好的普适性，适用于所有的AP/CAP系列核电站。
第一、针对全年无冰冻的厂址，在核电厂正常运行期间，PCS2的第一气动阀11和第二气动阀15可以处于常开状态，PCS2的回路中充满水，一旦出现破口等事故，PCS2将自动导出热量，不需要外界电源供电。核电厂正常运行期间，水质监测和调节通过上述载热剂辅助循环系统来实现。
第二、针对结冰期较短的厂址，根据当地气候条件制定的操作规程，进行日常保养和维护。PCS2初始为满水状态，一旦进入冰冻期，关闭第一气动阀11和第二气动阀15，通过第一泄排阀27将暴露在严寒环境下设备和管路内的水排空，防止结冰的出现。
第三、针对结冰期较长的严寒厂址，在核电厂正常运行期间，PCS2的回路中无水，发生事故时，安全信号触发第一排气阀25和第二排气阀26开启，通过膨胀箱22向PCS2的回路内注水，不凝结性气体通过上部的排气管24、第一排气阀25和第二排气阀26进入安全内壳1。一旦注水完毕，定时自动关闭第一排气阀25，防止出现旁流。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，事故发生时PCS1和PCS2共同工作，将安全内壳1内的热量导出至大气环境，此时PCS1在空冷加水喷淋的模式下运行，一旦水箱6的水耗尽，此时依靠PCS1的空冷和PCS2继续导出堆芯的衰变热。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，PCS1与PCS2在物理结构上相对独立，但在执行安全功能时协同工作。如果没有PCS1，则PCS2的体积将非常庞大，无法真正付诸于工程应用。通过设置PCS1，大大降低了PCS2所需的负荷要求。设置PCS2，可以延长水箱6的工作时间。尤其是，可以从根本上解决水箱6在72小时后必须能动补水的问题，提高了核电厂应对事故的能力，进一步提升了整个核电机组的安全性。
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统，与传统非能动安全壳热量导出系统相比，具有以下有益的技术效果：
与传统AP/CAP系列核电站的安全壳非能动安全壳热量导出系统相比，通过设置PCS2，可以延长水箱6的工作时间，对安全更加有利；
通过设置PCS2，应对事故时的水耗量减少，单位时间内的喷水量减少，因此喷淋管8及喷淋阀7的尺寸和口径随之减小，有利于降低重量，从而优化现场布置；
通过设置PCS2，水箱6的水耗尽后，不需要外界能动手段来补水，可以实现基本上无时间限制的安全壳非能动热量导出；
与现有的非能动安全壳热量导出系统相比，PCS2传热环节少，降低了传热的过程热阻，提高了传热效率；
与开式非能动安全壳热量导出系统相比，一旦PCS2的内置换热器的传热管破损，放射性物质不会直接向环境排放，外置空冷器12起到了另外一道实体防护；
PCS2的内置换热器布置在安全内壳的开阔空间内，有利于检修和维护；
PCS2与压水堆的主蒸汽供应系统不直接关联，不会造成附加的热量损失，也不会导致机组热效率降低；
根据本发明实施例的非能动安全壳热量导出系统的辅助回路可以有效维护PCS2内的工质；
PCS2可以根据气候环境具有多种运行模式，对厂址具有普适性；
PCS2在单相下运行，运行平稳，不会出现显著的流动不稳定性；
通过凝水收集器，冷凝下来的水排到指定位置，可实现重复利用。
下面针对不同的载热剂描述根据本发明上述实施例的非能动安全壳热量导出系统的控制和操作。
对于水用作载热剂的情况：
1)对于无结冰厂址(例如常年温度高的地区)，第一气动阀11和第二气动阀15可以处于常开状态，一旦核电厂发生事故，堆芯衰变热进入安全内壳1内，PCS1通过风道200的空冷首先运行，由于载热能力低于堆芯衰变热，导致安全内壳1内的压力上升，高压力触发喷淋组件10中电动阀和气动阀71、72的开启，对安全内壳1进行喷淋冷却，以带走安全内壳1内的热量，PCS1完全投入运行。由于第一和第二气动阀11、15处于开启状态，安全内壳1内的大气加热内置换热器9，在密度差和高度差的作用下建立自然循环，将安全内壳1内的热量通过外置空冷器12排出到大气环境。PCS2与PCS1的空冷首先投入运行，PCS1的喷淋冷却稍延迟后投入运行。
如果外置空冷器12检修需要疏水，此时打开第一泄排电动阀271和第一泄排气动阀272进行泄放；如果内置换热器9检修需要疏水，此时打开第二泄排电动阀161和第二泄排气动阀162进行泄放。膨胀箱22主要用于吸纳水工质的膨胀和管路疏水后的再充水，但是膨胀箱22的体积有限，补水依靠子系统300。
2)对于有冰期厂址(例如常年温度较低或冬季温度较低的地区)，事故发生时，安全内壳1内压力上升高压力触发喷淋组件10的电动阀和气动阀71、72开启，对安全内壳1进行喷淋冷却带走安全内壳1内的热量。同一时刻，触发第一排气阀25和第二排气阀26的开启，对回路进行充水排气，安全内壳内的大气加热内置换热器9，在密度差和高度差的作用下建立自然循环，将安全内壳1内的热量通过外置空冷器12排出到大气环境。由于需要充水，，PCS1的空冷先投入，PCS1的喷淋冷却次之，最后PCS2投入运行。
可以理解的是，在温度较低的地区或季节，为了避免结冰，在未发生核电厂发生事故时，外置空冷器以及第一和第二连通管内的水可以排空，发生事故时，自动向回路内补水。可选地，外置空冷器以及第一和第二连通管内可以有水，同时设置用于检测环境温度，例如空冷风道171内的温度，当温度低于零度且未发生事故时，自动排空外置空冷器以及第一和第二连通管内的水。
针对水工质，PCS2的膨胀箱22可以不用于补水，事故情况下载热剂辅助循环系统300的蓄压水箱来补水。事故发生时，安全内壳内的高压触发蓄压水箱的补水阀的开启，向回路充水，经一定延时后，关闭蓄压水箱的补水阀。
对于有机载热剂：
为了避免结冰，优选采用有机载热剂(这里，需要理解的是，有机载热剂是指适用于寒冷地区或季节，在寒冷地区或季节不会结冰的载热剂，可以为氟利昂、乙二醇或乙二醇与水的混合物，只要该载热剂在寒冷气候条件下不结冰即可)，此时PCS2的主回路中可以取消第一和第二气动阀11、15，同时也可以取消外置空冷器的第一泄放阀27。事故发生时，PCS2自动投入，而PCS1则在安全内壳1内压力上升触发喷淋组件10的电动阀和气动阀71、72开启，对安全内壳1进行喷淋冷却带走安全内壳1内的热量。PCS2与PCS1的空冷首先投入运行，PCS1的喷淋冷却稍延迟后投入运行。
针对有机载热剂工质载热回路，可以设置真空泵和载热剂补充系统，以定期进行抽出泄漏进系统的空气和载热剂的补充。如需检修，则通过内置换热器下面的泄放管线进行载热剂的泄放。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不必须针对的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本发明的限制，本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。

Claims (20)

1.一种非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，包括：
安全外壳(2)；
安全内壳(1)，所述安全内壳(1)设在所述安全外壳(2)内，所述安全内壳(1)与所述安全外壳(2)之间限定出风道(200)，所述风道(200)具有风道排气口(5)；
喷淋组件(10)，所述喷淋组件(10)设在所述安全内壳(1)外面，用于非能动地向所述安全内壳(1)的外壁上喷淋冷却水以冷却所述安全内壳(1)；
内置换热器(9)，所述内置换热器(9)设在所述安全内壳(1)内；
空冷通道(171)，所述空冷通道(171)位于所述安全外壳(2)外面且具有空冷通道进气口(18)和空冷通道排气口(21)；和
外置空冷器(12)，所述外置空冷器(12)设在所述空冷通道(171)内，所述外置空冷器(12)的进口通过第一连通管(13)与所述内置换热器(9)的出口相连，所述外置空冷器(12)的出口通过第二连通管(14)与所述内置换热器(9)的进口相连，所述安全内壳的壁内设有一个贯穿件和所述安全外壳的壁内设有另一个贯穿件，所述第一连通管和第二连通管通过所述一个贯穿件穿过所述安全内壳的壁，且所述第一连通管和第二连通管通过所述另一个贯穿件穿过所述安全外壳的壁。
2.根据权利要求1所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述第一连通管包括第一水平管段和第一竖直管段，所述第一水平管段与内置换热器相连，所述第一竖直管段与外置空冷器相连，所述第二连通管包括第二水平管段，第二竖直管段和第三水平管段，所述第二水平管段与外置空冷器相连，所述第三水平管段与内置换热器相连，所述第二竖直管段连接在所述第二水平管段与第三水平管段之间，所述第二水平管段和所述第一水平管段彼此套设。
3.根据权利要求1或2所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述第一连通管水平设置，所述第二连通管包括第二水平管段，第二竖直管段和第三水平管段，所述第二水平管段与外置空冷器相连，所述第三水平管段与内置换热器相连，所述第二竖直管段连接在所述第二水平管段与第三水平管段之间，所述第二水平管段和所述第一连通管彼此套设。
4.根据权利要求1-3中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述第一连通管和第二连通管彼此并排地穿过所述贯穿件。
5.根据权利要求1-4中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述一个贯穿件和所述另一个贯穿件一体形成。
6.根据权利要求1-5中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述第一连通管和所述第二连通管位于所述贯穿件内的部分中的至少一个上设有隔热材料层(50)。
7.根据权利要求1-6中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述风道(200)内设有空气导流板(3)。
8.根据权利要求1-7中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述风道排气口(5)形成在所述安全外壳(2)的顶部，所述风道进气口(4)形成在所述安全外壳的侧壁上。
9.根据权利要求1-8中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)由烟囱墙(17)与所述安全外壳(2)的外壁限定出。
10.根据权利要求9所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述风道进气口(4)邻近所述安全外壳(2)的下端以将所述空冷通道(171)与所述风道(200)连通，所述空冷通道进气口(18)和所述空冷通道排气口(21)形成在所述烟囱墙(17)上。
11.根据权利要求1-8中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)由与所述安全外壳(2)独立的烟囱墙(17)限定出。
12.根据权利要求1-11中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)为环绕所述安全外壳(2)的单个环形空冷通道。
13.根据权利要求1-11中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)为多个且沿所述安全外壳(2)的周向间隔布置，所述外置空冷器(12)为多个且分别对应地设在所述多个空冷通道(171)内。
14.根据权利要求12所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述内置换热器(9)为多个且每个内置换热器与至少一个所述外置空冷器(12)相连。
15.根据权利要求1-14中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)内设有位于所述空冷通道进气口(18)与所述外置空冷器(12)之间的过滤器(19)。
16.根据权利要求1-15中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述空冷通道(171)的内壁上设有支撑件(20)，所述支撑件(20)为具有中心通孔(201)的环形框架，所述外置空冷器(12)安装在所述支撑件(20)上，所述中心通孔(201)在竖直向上的方向上对着所述外置空冷器(12)。
17.根据权利要求1-16中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述外置空冷器(12)的顶部的水平高度高于所述内置换热器(9)的顶部的水平高度，所述外置空冷器(12)的底部的水平高度高于所述内置换热器(9)的底部的水平高度。
18.根据权利要求17所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述外置空冷器(12)包括：上联箱(122)、下联箱(123)、连接在所述上联箱(122)与所述下联箱(123)之间的外换热管(121)，以及设在所述外换热管(120)上的翅片；
所述内置换热器(9)包括：进口联箱(91)、出口联箱(92)和连接在所述进口联箱(91)与所述出口联箱(92)之间的内换热管(90)，所述进口联箱(91)通过所述第二连通管(14)与所述下联箱(123)相连，所述出口联箱(92)通过所述第一连通管(13)与所述上联箱(122)相连。
19.根据权利要求1-18中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于，所述喷淋组件(10)包括：
水箱(6)，所述水箱(6)设在所述安全外壳(2)外面；
喷淋管(8)，所述喷淋管(8)的第一端与所述水箱(6)相连，所述喷淋管(8)的第二端位于所述安全内壳(1)的顶部上面；和
喷淋阀(7)，所述喷淋阀(7)设在所述喷淋管(8)上。
20.一种压水反应堆，其特征在于，包括：根据权利要求1-19中任一项所述的非能动安全壳热量导出系统。
CN201510159037.3A 2014-04-03 2015-04-03 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆 Active CN105047234B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510159037.3A CN105047234B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201410133614 2014-04-03
CN2014101336147 2014-04-03
CN201510159037.3A CN105047234B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105047234A true CN105047234A (zh) 2015-11-11
CN105047234B CN105047234B (zh) 2017-12-22

Family

ID=53932559

Family Applications (4)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510159084.8A Active CN104979023B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆
CN201510159038.8A Active CN104979022B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆
CN201510159037.3A Active CN105047234B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 一种非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆
CN201520201441.8U Active CN204596431U (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆

Family Applications Before (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510159084.8A Active CN104979023B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统及其控制方法和压水反应堆
CN201510159038.8A Active CN104979022B (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统和压水反应堆

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201520201441.8U Active CN204596431U (zh) 2014-04-03 2015-04-03 非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆

Country Status (3)

Country Link
US (1) US10529459B2 (zh)
CN (4) CN104979023B (zh)
WO (1) WO2015149718A1 (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293339A (zh) * 2017-06-09 2017-10-24 中广核工程有限公司 核电厂非能动安全壳冷却系统
CN108154942A (zh) * 2016-12-05 2018-06-12 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳外置空冷器装置
CN108630327A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳换热器系统
CN113019085A (zh) * 2021-03-19 2021-06-25 中国神华煤制油化工有限公司 用于高寒地区的脱硫装置

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105957567B (zh) * 2016-05-06 2018-03-06 中国核动力研究设计院 一种蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统
CN106024077A (zh) * 2016-06-14 2016-10-12 中广核工程有限公司 核电厂非能动安全壳热量导出系统
CN106582477A (zh) * 2016-11-11 2017-04-26 浙江诺比高分子材料有限公司 一种生产树脂的反应釜
CN108630328B (zh) * 2017-03-24 2024-05-07 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳内置换热器系统
CN107123448B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种可提高冷却剂利用率的安全壳冷却系统
CN107274938B (zh) * 2017-06-09 2019-05-21 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种安全壳冷却装置
CN107256727B (zh) * 2017-06-09 2019-04-09 安徽科创智慧知识产权服务有限公司 一种核反应堆冷却系统
CN107146925B (zh) * 2017-06-16 2020-04-17 苏州热工研究院有限公司 蓄电池隔间的非能动排气装置
CN109841289B (zh) * 2017-11-29 2024-07-26 国家电投集团科学技术研究院有限公司 用于安全壳热量非能动导出系统的试验装置
CN108414406B (zh) * 2018-04-27 2024-04-12 华北电力大学 一种超临界视窗实验系统
CN108520785B (zh) * 2018-06-19 2023-07-28 中国科学院上海应用物理研究所 用于熔盐堆的非能动余热排出系统及余热排出方法
CN109346196B (zh) * 2018-11-13 2022-04-15 中国核动力研究设计院 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统
US11903160B2 (en) 2018-12-06 2024-02-13 Telefonaktiebolaget Lm Ericsson (Publ) Apparatus and methods of passive cooling electronic components
CN110111915B (zh) * 2019-06-03 2024-03-08 华北电力大学 一种适用于小型堆的抑压冷却系统
CN112071454B (zh) * 2020-09-15 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种具有集成释热阱的非能动联合排热系统
CN113035400B (zh) * 2021-03-05 2023-01-03 哈尔滨工程大学 一种疏膜式安全壳非能动高效换热器

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0472597A (ja) * 1990-03-27 1992-03-06 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉の崩壊熱除去装置
JPH0688893A (ja) * 1992-09-07 1994-03-29 Tokai Univ 原子炉の崩壊熱除去システム
CN102522127A (zh) * 2011-12-23 2012-06-27 中国核电工程有限公司 非能动安全壳热量导出系统
CN202662301U (zh) * 2012-07-12 2013-01-09 中国核动力研究设计院 双层安全壳用电缆贯穿设备
CN102867549A (zh) * 2012-09-27 2013-01-09 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统
CN203118514U (zh) * 2013-03-26 2013-08-07 中国核动力研究设计院 反应堆双层安全壳用筒体法兰组合式电气贯穿件
CN103377734A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
CN103377731A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的安全壳
CN103377728A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3859166A (en) * 1972-12-01 1975-01-07 Combustion Eng Combined storage tank and sump for nuclear reactor
DE2700168C3 (de) * 1977-01-04 1981-11-12 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Einrichtung zur Abfuhr von Nachzerfallswärme bei einer mit Kernenergie beheizten Dampfkraftanlage
DE3404329A1 (de) * 1984-02-08 1985-08-08 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover Lager fuer radioaktive abfaelle und abgebrannte brennelemente
JP3159820B2 (ja) * 1993-02-12 2001-04-23 株式会社日立製作所 原子炉格納設備
US5345482A (en) 1993-05-06 1994-09-06 Westinghouse Electric Corporation Passive containment cooling water distribution device
US6097778A (en) * 1998-12-18 2000-08-01 General Electric Company Gravity driven suction pump system, methods, and apparatus
JP4127630B2 (ja) * 2002-07-29 2008-07-30 株式会社東芝 原子炉格納容器
RU2271585C1 (ru) * 2004-09-28 2006-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский, проектно-конструкторский и изыскательский институт "Атомэнергопроект" Устройство для воздушного охлаждения системы пассивного отвода тепла от ядерного реактора
CN100578682C (zh) * 2005-09-29 2010-01-06 中国核动力研究设计院 反应堆非能动专设安全设施
CN202332312U (zh) * 2011-09-15 2012-07-11 华北电力大学 利用非能动换热预防反应堆压力容器熔穿的应急保护装置
JP5876320B2 (ja) * 2012-02-23 2016-03-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラント
CN102637464A (zh) * 2012-03-30 2012-08-15 中国核电工程有限公司 双层混凝土安全壳非能动热量导出系统强化换热方法及装置
CN102637465B (zh) * 2012-05-02 2014-07-16 哈尔滨工程大学 一种非能动安全壳冷却系统
US9275761B2 (en) * 2012-06-13 2016-03-01 Westinghouse Electric Company Llc Small modular reactor safety systems
CN102867550A (zh) * 2012-08-20 2013-01-09 中国核电工程有限公司 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置
CN202855316U (zh) * 2012-09-11 2013-04-03 中科华核电技术研究院有限公司 压水堆核电厂安全壳冷却系统
CN202887745U (zh) 2012-09-27 2013-04-17 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置
CN103106934B (zh) * 2013-01-28 2015-08-12 清华大学 一种非能动安全壳外部冷却系统
CN103413581B (zh) * 2013-07-31 2016-03-23 中科华核电技术研究院有限公司 非能动安全壳冷却系统
CN103617815A (zh) * 2013-12-05 2014-03-05 哈尔滨工程大学 压水堆核电站非能动余热排出系统

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0472597A (ja) * 1990-03-27 1992-03-06 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉の崩壊熱除去装置
JPH0688893A (ja) * 1992-09-07 1994-03-29 Tokai Univ 原子炉の崩壊熱除去システム
CN102522127A (zh) * 2011-12-23 2012-06-27 中国核电工程有限公司 非能动安全壳热量导出系统
CN103377734A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的下沉式安全壳
CN103377731A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种带有分离式空气冷却热阱的安全壳
CN103377728A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
CN202662301U (zh) * 2012-07-12 2013-01-09 中国核动力研究设计院 双层安全壳用电缆贯穿设备
CN102867549A (zh) * 2012-09-27 2013-01-09 中国核电工程有限公司 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统
CN203118514U (zh) * 2013-03-26 2013-08-07 中国核动力研究设计院 反应堆双层安全壳用筒体法兰组合式电气贯穿件

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108154942A (zh) * 2016-12-05 2018-06-12 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳外置空冷器装置
CN108154942B (zh) * 2016-12-05 2023-09-15 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳外置空冷器装置
CN108630327A (zh) * 2017-03-24 2018-10-09 国家电投集团科学技术研究院有限公司 非能动安全壳换热器系统
CN108630327B (zh) * 2017-03-24 2023-08-25 国核示范电站有限责任公司 非能动安全壳换热器系统
CN107293339A (zh) * 2017-06-09 2017-10-24 中广核工程有限公司 核电厂非能动安全壳冷却系统
CN113019085A (zh) * 2021-03-19 2021-06-25 中国神华煤制油化工有限公司 用于高寒地区的脱硫装置

Also Published As

Publication number Publication date
US10529459B2 (en) 2020-01-07
CN104979022B (zh) 2017-12-22
CN104979023A (zh) 2015-10-14
CN104979022A (zh) 2015-10-14
CN105047234B (zh) 2017-12-22
US20170162282A1 (en) 2017-06-08
WO2015149718A1 (zh) 2015-10-08
CN104979023B (zh) 2017-12-22
CN204596431U (zh) 2015-08-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN204596431U (zh) 非能动安全壳热量导出系统和具有它的压水反应堆
CN103377728B (zh) 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出系统
CN102637465B (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN202615805U (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
CN107393605A (zh) 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法
CN110517796A (zh) 一种改进的非能动余热排出系统
CN109346196B (zh) 一种能动和非能动冷却相结合的熔融物堆内滞留系统
KR101404647B1 (ko) 가압경수로의 피동형 원자로 및 격납용기 응축시스템
CN104103325B (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN108877965A (zh) 一种应用于pccs换热水箱的非能动空气冷却系统
CN104916334A (zh) 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统
CN109545401A (zh) 一种铅基快堆堆外非能动余热排出系统
CN104167231A (zh) 混凝土安全壳非动能冷却系统
CN106328223A (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN204178729U (zh) 一种长期非能动安全壳热量导出系统
CN204680390U (zh) 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出系统
CN203931516U (zh) 一种应用相变传热的非能动安全壳冷却系统
CN111599498B (zh) 一种非能动安全壳空气-水长期冷却系统
CN103377738A (zh) 一种液体淹没式乏燃料贮存系统
CN210324529U (zh) 一种电机空气冷却器的漏水监控系统
CN205230605U (zh) 核电站非能动安全壳冷却系统
CN104751907B (zh) 核电站乏燃料池非能动补水系统
CN207676666U (zh) 一种带上下连通侧向水箱的非能动双层安全壳
US6285727B1 (en) Nuclear plant
CN103377730B (zh) 一种以安全壳内水箱为热源的分离式空气冷却热阱

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant