CN106024077A - 核电厂非能动安全壳热量导出系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供了一种非能动安全壳热量导出系统，包括蒸发器、冷凝器、冷却水箱、上升管、下降管以及集气器，其中，蒸发器设于安全壳内，冷却水箱设于安全壳外高于蒸发器的位置，冷却水箱内装有冷却液，冷凝器浸于冷却液中，上升管连通蒸发器的上部和冷凝器的上部，下降管连通蒸发器的下部和冷凝器的下部，集气器与冷凝器下部相连通，集气器用于收集不可凝气体。与现有技术相比，本发明不需要外部电源和冷源的支持，可在交流电或正常冷链完全丧失的事故工况下投入运行，带出堆芯和安全壳的热量，确保安全壳的完整性，保证核电厂和公众的安全。

Description

核电厂非能动安全壳热量导出系统

技术领域

本发明属于原子核能发电领域，尤其涉及一种非能动的安全壳热量导出系统。

背景技术

日本福岛核事故发生后，有关方面对核电厂的安全性能提出了更高的要求。新发布的安全要求强调要汲取福岛核事故的经验教训，对于超设计基准工况以及严重事故，要从纵深防御方面，提出预防和缓解措施的要求。尤其是对极端外部事件的设防方面，要求通过多层次防御，预防和缓解可信的极端外部事件导致的严重事故。

在压水堆核电厂的设计中，安全壳起到第三道包容屏障，即最后一道包容屏障的作用。在任何事故工况下，应控制安全壳内的温度和压力，以确保安全壳的完整性。因此，可靠安全壳冷却系统的研究成为核电厂研发的关键。

核电厂安全壳分为钢安全壳和混凝土安全壳两种。对于钢安全壳，较高的导热性能和较低的厚度使得其壳壁可以作为传热的介质。如果相变传热机制(冷凝或蒸发)发生在在壳内壁面和壳外壁面，则安全壳的墙体成为传热的主要热阻。因此钢安全壳的一个重要优点就是非能动安全壳冷却的实现不需要任何贯穿件。然而，钢安全壳的造价要高于混凝土安全壳，并且造价会随着功率水平快速增加。对于混凝土安全壳，其壳体具有较低的导热能力和较大的墙体厚度，不能作为直接的导热介质，其冷却需要很大的内部热阱或额外的安全壳内、外之间的传热途径。而传热途径可能会带来严重的安全壳贯穿问题，比较难以实现。

已公开的使用混凝土式安全壳的压水堆核电厂，事故后安全壳的冷却方式多为能动的安全壳喷淋方式，且系统的运行依赖于冷源和电源等支持系统，无法应对类似日本福岛核事故等极端事故的工况。虽然也有人提出过一些非能动安全壳热量导出或抑压系统，但是这些方案都不够成熟，存在热量导出效率低、放射性物质泄露风险高、运行不稳定、驱动力不足等问题。

有鉴于此，有必要提供一种能够解决上述问题的非能动安全壳热量导出系统，实现核电厂事故后堆芯及安全壳的余热排出功能。

发明内容

本发明的目的在于：针对现有技术的不足，提供一种非能动安全壳热量导出系统，该系统不需要外部电源和冷源的支持即可实现核电厂事故后堆芯及安全壳的余热排出功能。

为了实现上述目的，本发明提供了一种非能动安全壳热量导出系统，包括蒸发器、冷凝器、冷却水箱、上升管、下降管以及集气器，其中，蒸发器设于安全壳内，冷却水箱设于安全壳外高于蒸发器的位置，冷却水箱内装有冷却液，冷凝器浸于冷却液中，上升管连通蒸发器的上部和冷凝器的上部，下降管连通蒸发器的下部和冷凝器的下部，集气器与冷凝器下部相连通，集气器用于收集不可凝气体。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述蒸发器、上升管、冷凝器和下降管形成封闭的回路。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，在所述系统处于非工作状态时，所述回路内的气压低于常压。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述系统还包括堆坑注水箱，堆坑注水箱设于安全壳内低于冷却水箱的位置，并通过管线与冷却水箱连通。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述蒸发器的位置高于所述堆坑注水箱的位置，蒸发器与堆坑注水箱之间设有凝结水收集箱，凝结水收集箱与堆坑注水箱连通，凝结水收集箱收集冷凝于蒸发器外部的液体，并将液体输送至堆坑注水箱。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述连通堆坑注水箱与冷却水箱的管线上设有隔离阀，隔离阀位于安全壳外。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述上升管和下降管各自设有隔离阀，隔离阀位于安全壳外。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述冷凝器设于冷却水箱内的下部。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述蒸发器设于安全壳内的中上部。

作为本发明非能动安全壳热量导出系统的一种改进，所述冷却液为水。

与现有技术相比，本发明非能动安全壳热量导出系统具有以下技术效果：

(1)在安全壳内设置非能动堆坑注水箱，非能动堆坑注水箱与安全壳冷却回路形成有机整体，严重事故后可实现对压力容器的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，防止由于压力容器熔穿导致熔融物和混凝土相互作用。

(2)在安全壳内、外形成封闭的回路，冷热流体之间不渗漏，消除放射性物质泄漏的风险。

(3)在冷凝器下部连接集气装置，收集由于抽真空不彻底、系统泄漏等原因进入系统回路的不可凝气体，减少回路内不可凝气体对系统传热性能的影响，进一步增强系统传热性能。

(4)将蒸发器和冷凝器分开布置，具有现场布置灵活、实现远距离传热的优点，可根据安全壳内、外空间情况，适当调整设备布置情况，而不影响系统功能。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明非能动安全壳热量导出系统及其有益技术效果进行详细说明。

图1为本发明非能动安全壳热量导出系统的结构示意图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案和有益技术效果更加清晰明白，以下结合附图和具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并不是为了限定本发明。

请参照图1所示，本发明非能动安全壳热量导出系统包括蒸发器10、冷凝器12、冷却水箱11、上升管13、下降管14以及集气器17，其中，蒸发器10设于安全壳内，冷却水箱11设于安全壳外高于蒸发器10的位置，冷却水箱11内装有冷却液，冷凝器12浸于冷却液中，上升管13连通蒸发器10的上部和冷凝器12的上部，下降管14连通蒸发器10的下部和冷凝器12的下部，集气器17与冷凝器12下部相连通，集气器17用于收集不可凝气体。

以下为本发明非能动安全壳热量导出系统的一个实施例。

蒸发器10设置于安全壳内空间的中上部。非工作状态时液态工质汇集于蒸发器10内，工作状态时蒸发器10吸收安全壳内的热量，工质汽化。

冷却水箱11设置于安全壳外高于蒸发器10、并且足以克服系统阻力和安全壳内外的压差的位置。冷却水箱11通常环绕安全壳外壁布置，也可根据安全壳内外实际情况，调整蒸发器10和冷却水箱11的布置空间，进而调整蒸发器10和冷凝器12的距离，实现远距离传热，保证安全壳热量导出功能的实现。冷却水箱11为土建构筑物，内表面采用钢覆面，以防止渗漏，维持水质。冷却水箱11在容量设计上能保证事故后非能动安全壳冷却和非能动堆坑注水72小时的运行要求。冷却水箱11还配置有充水管线、疏水管线和蒸汽排放口，以及各水箱分区间的连通设施、水位及水温监测仪表。

冷却水箱11内容纳有冷凝器12和冷却液。冷凝器12设置于冷却水箱11的下部，并浸于冷却液中。工质汽化产生的蒸汽在冷凝器12放热液化，冷却液接收冷凝器12放出的热量后汽化并将热量排出。

上升管13连通蒸发器10的上端与冷凝器12的上端。上升管13是工质汽化后从蒸发器10进入冷凝器12的通道。下降管14连通冷凝器12的下端与蒸发器10的下端。下降管14是工质液化后从冷凝器12回流至蒸发器10的通道。冷凝器12的布置位置高于蒸发器10，且有足够的高位差，以确保下降管14和上升管13之间形成一定的密度差，并且这个密度差所能提供的压头足以平衡蒸汽流动和液体流动的压力损失，维持系统的正常运行而不需要增加额外的驱动力。上升管13和下降管14分别设有上升管隔离阀18和下降管隔离阀19，上升管隔离阀18和下降管隔离阀19位于安全壳外，以满足安全壳隔离要求。

凝结水收集箱16设置于蒸发器10下方。凝结水收集箱16收集安全壳内凝结于蒸发器10外部的凝结水。

堆坑注水箱15设置于凝结水收集箱16的下方。凝结水收集箱16通过管线将凝结水输送至堆坑注水箱15。堆坑注水箱15通过管线与冷却水箱11相连通，管线上设有隔离阀20，隔离阀20位于安全壳外。堆坑注水箱15存储凝结水收集箱16和冷却水箱11输入的冷却用水，严重事故后堆坑注水箱15向堆坑22注水对压力容器21进行外部冷却，将熔融物碎片和放射性物质滞留于压力容器21中，从而保证安全壳的完整性。当堆坑注水箱15排空时，打开隔离阀20，冷却水箱11向堆坑注水箱15补水，确保堆坑注水箱15内水量充足。

蒸发器10、上升管13、冷凝器12、下降管14形成封闭的回路，冷热流体之间不渗漏，消除了放射性物质泄漏的风险。为了保证系统的传热能力，系统非工作状态下，通过抽真空装置对回路抽真空，使其保证较高的真空度。下降管14在靠近冷凝器12下部的管段上连接有集气管，集气管的另一端连接有集气器17，集气器17收集由于抽真空不彻底或系统泄漏等原因进入回路的不可凝气体，以减少回路内不可凝气体对系统传热性能的影响，增强系统传热性能，从而进一步提高事故工况下导出安全壳热量的能力，提高核电厂的安全性。

核发电机组正常运行时，非能动安全壳热量导出系统处于非工作状态。上升管隔离阀18和下降管隔离阀19处于常开状态，蒸发器10处于半充满状态并保持一定的真空度，回路内初始压力对应的饱和温度高于反应堆厂房内正常运行期间的温度。上升管13上设有真空表，通过真空表可以定期检查系统内的真空度，如真空度不满足要求则进行抽真空操作。冷却水箱11水位保持在要求范围内。

事故后安全壳内压力、温度升高，非能动安全壳热量导出系统回路内介质达到饱和温度，并进入工作状态。工质汇集在蒸发器10，蒸发器10被安全壳内高温水蒸汽和空气的混合物加热后，工质汽化，产生的蒸汽通过上升管13到达冷凝器12释放出潜热而凝结成液体，在重力作用下，经下降管14回到蒸发器10，如此循环往复运行。整个回路循环不需要外部驱动力，仅靠上升管13和下降管14的密度差形成自然循环，通过吸热汽化和冷凝放热将安全壳内的热量导出至安全壳外冷却水箱11中。冷却水箱11内的冷却液温度升高至饱和蒸发，最终将安全壳内热量导出至大气环境中。安全壳内蒸汽和空气的混合物被蒸发器10冷却冷凝，通过凝结水收集器16收集后回流至堆坑注水箱15。当堆坑注水箱15水量不足时，开启安全壳外冷却水箱11与安全壳内堆坑注水箱15连接管线上的隔离阀20，执行堆坑22注水功能。在不补水的情况下，冷却水箱11的水量能够保证事故后72小时的非能动安全壳冷却和堆坑22注水要求。

非能动安全壳热量导出系统具有很好的自适应能力，可以根据事故后安全壳内质能释放和衰变等热源情况，自适应地匹配至合适的运行状态。非能动安全壳热量导出系统在事故初期即可自动进入工作状态，并在最短时间内将安全壳内压力降低至安全壳外冷却水箱11可注入的压力以下。当能动安全壳热量导出系统可用或恢复，不需非能动安全壳热量导出系统继续运行时，操纵员可关闭下降管隔离阀19，使非能动安全壳热量导出系统进入非工作状态，操作简单。

与现有技术相比，本发明非能动安全壳热量导出系统利用工质的相变吸放热原理，实现小温差下的高效传热，而不需要外部电源和冷源的支持。因此非能动安全可热量导出系统可在事故后，尤其是当发生全厂交流电或正常冷链完全丧失的工况下投入运行，通过非能动的手段带出堆芯和安全壳的热量。

结合以上对本发明的详细描述可以看出，相对于现有技术，本发明非能动安全壳热量导出系统的有益技术效果包括但不限于：

(1)在安全壳内设置非能动堆坑注水箱，非能动堆坑注水箱与安全壳冷却回路形成有机整体，严重事故后可实现对压力容器的冷却，将堆芯熔融物滞留在压力容器内，防止由于压力容器熔穿导致熔融物和混凝土相互作用，确保安全壳的完整性，保证核电厂和公众的安全。

(2)在安全壳内、外形成封闭的回路，冷热流体之间不渗漏，消除放射性物质泄漏的风险。

(3)在冷凝器下部连接集气装置，收集由于抽真空不彻底、系统泄漏等原因进入系统回路的不可凝气体，减少回路内不可凝气体对系统传热性能的影响，进一步增强系统传热性能。

(4)将蒸发器和冷凝器分开布置，具有现场布置灵活、实现远距离传热的优点，可根据安全壳内、外空间情况，适当调整设备布置情况，而不影响系统功能。

根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (10)

1.一种非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述系统包括蒸发器、冷凝器、冷却水箱、上升管、下降管以及集气器，其中，蒸发器设于安全壳内，冷却水箱设于安全壳外高于蒸发器的位置，冷却水箱内装有冷却液，冷凝器浸于冷却液中，上升管连通蒸发器的上部和冷凝器的上部，下降管连通蒸发器的下部和冷凝器的下部，集气器与冷凝器下部相连通，集气器用于收集不可凝气体。

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：所述蒸发器、上升管、冷凝器和下降管形成封闭的回路。

3.根据权利要求2所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：在所述系统处于非工作状态时，所述回路内的气压低于常压。

4.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：所述系统还包括堆坑注水箱，堆坑注水箱设于安全壳内低于冷却水箱的位置，并通过管线与冷却水箱连通。

5.根据权利要求4所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述蒸发器的位置高于所述堆坑注水箱的位置，蒸发器与堆坑注水箱之间设有凝结水收集箱，凝结水收集箱与堆坑注水箱连通，凝结水收集箱收集冷凝于蒸发器外部的液体，并将液体输送至堆坑注水箱。

6.根据权利要求4所述的非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述连通堆坑注水箱与冷却水箱的管线上设有隔离阀，隔离阀位于安全壳外。

7.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：所述上升管和下降管各自设有隔离阀，隔离阀位于安全壳外。

8.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：所述冷凝器设于冷却水箱内的下部。

9.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：所述蒸发器设于安全壳内的中上部。

10.根据权利要求1所述的非能动安全科热量导出系统，其特征在于：所述冷却液为水。