CN107077895A - 具有被动式冷却结构的核电站的安全壳 - Google Patents

具有被动式冷却结构的核电站的安全壳 Download PDF

Info

Publication number
CN107077895A
CN107077895A CN201580051475.6A CN201580051475A CN107077895A CN 107077895 A CN107077895 A CN 107077895A CN 201580051475 A CN201580051475 A CN 201580051475A CN 107077895 A CN107077895 A CN 107077895A
Authority
CN
China
Prior art keywords
containment
pin
power station
nuclear power
station according
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
CN201580051475.6A
Other languages
English (en)
Other versions
CN107077895B (zh
Inventor
姜熙瓒
朴炫宣
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.)
IND ACADEMIC COOPERATION
Industry Academic Cooperation Foundation of Kunsan National University
Original Assignee
IND ACADEMIC COOPERATION
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 IND ACADEMIC COOPERATION filed Critical IND ACADEMIC COOPERATION
Priority claimed from PCT/KR2015/007670 external-priority patent/WO2016013883A1/ko
Publication of CN107077895A publication Critical patent/CN107077895A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN107077895B publication Critical patent/CN107077895B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • 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
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • 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

根据本发明提供一种核电站的安全壳，其包括：安全壳本体部，具备侧壁部及顶棚部；多个内部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的内部；多个外部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的外部；以及销连接部，由金属材料而制成，用于连接所述内部销和所述外部销。

Description

具有被动式冷却结构的核电站的安全壳
技术领域
本发明涉及一种核电站的安全壳，更具体而言，涉及一种应对事故具有出色的被动式冷却性能的核电站的安全壳。
背景技术
核电站的安全壳是在内部容纳核反应堆及附属装置(蒸汽发生器、加压器及冷却剂泵等)，并具有气密性及耐压性的建筑物，从而，在发生事故等紧急情况时，防止放射性物质泄漏至外部。
一般，安全壳被设计成即便从内部包括水蒸气的气体泄漏而成为高压状态也能耐于设计气压(一般5气压)。为了保持安全壳的可靠性而确保核电站的安全，需降低安全壳的压力，为此，最有效的方法是冷却安全壳去除安全壳内的水蒸气。
核电站具备利用外部电力的能动式冷却装置，但是从日本福岛核电站的经验可以得知，当发生事故时，根据情况外部电力被切断，随此，能动冷却装置无法运行而难以确保安全壳的可靠性。因此，需要一种不需要外部电力的被动式冷却系统，目前开发了一种在西屋电气公司(Westinghouse)的加压水型轻水炉(AP100)型核电站使用的、通过热传导率出色的钢铁安全壳无需其他的换热器将核反应堆里的残热排放至外部的技术。
发明内容
技术问题
本发明的目的在于，提供一种具有出色的被动式冷却性能的核电站的安全壳。
本发明的其他目的在于，提供一种具有排水性出色的销结构的核电站的安全壳。
本发明的其他另一目的在于，提供一种防止发生结露的核电站的安全壳。
本发明的其他另一目的在于，提供一种具有散热效果提高的销结构的核电站的安全壳。
本发明的其他另一目的在于，提供一种耐压性提高的核电站的安全壳。
技术方案
为达成所述本发明的目的，根据本发明的一侧面，提供一种核电站的安全壳，其中，包括：安全壳本体部，具备侧壁部及顶棚部；多个内部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的内部；多个外部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的外部；以及销连接部，由金属材料而制成，用于连接所述内部销与所述外部销。
所述核电站的安全壳，可进一步包括：内部垫板，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的内表面；外部垫板，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的外表面。
所述安全壳本体部为钢筋混凝土结构，所述销连接部可为所述安全壳本体部的钢筋。
所述销连接部可具备销支撑棒，所述支撑棒贯穿所述安全壳本体部而设置，两端分别与所述内部销与所述外部销连接。
在所述销支撑棒的内部可形成有冷却流路，所述冷却流路供从安全壳的外部供应的冷却水流动。
在所述安全壳的外部可具备与所述冷却流路的出口连接的喷嘴。
所述安全壳本体部为钢筋混凝土结构，所述销连接部可具备：内侧销支撑棒，与所述内部销连接，埋设在所述安全壳本体部的内部，并与所述安全壳本体部的钢筋连接；外侧销支撑棒，与所述外部销连接，从所述安全壳本体部的外部埋设，并与所述安全壳本体部的钢筋连接。
所述核电站的安全壳，可进一步包括将所述内部销或所述外部销连接于所述销连接部的销连接结构。
所述销连接结构，可具备：连接部侧外螺纹部，形成于所述销连接部；销侧外螺纹部，形成于所述销；以及结合螺栓，结合于所述连接部侧外螺纹部和所述销侧外螺纹部。
所述销连接结构进一步具备结合于所述销侧外螺纹部并与所述结合螺栓接触的辅助螺栓。
所述内部销或所述外部销通过焊接或接合连接于所述销连接部。
所述内部销或所述外部销，可具备：延长部，从所述安全壳本体部的内表面或外表面突出延长；扩张部，以与所述延长部成角的方式扩张。
所述扩张部，具备：中心部，与所述延长部连接；树枝部，从所述中心部放射形延长。
所述扩张部，具备：第一棒部，与所述延长部连接，直线延长；多个第二棒部，连接于所述第一棒部。
所述第一棒部大致朝水平方向延长，所述多个第二棒部与所述第一棒部以树枝形态成角分叉。
所述延长部位于所述第一棒部的中心部，所述多个第二棒部的长度离所述第一棒部的中心部越远就越短。
所述多个内部销中在所述安全壳本体部的内表面结合于与垂直线分所成的角度为30度以上的区域的内部销的扩张部可相连接。
所述内部销及所述外部销以表面的平衡接触角成为30度以下的方式进行超亲水表面处理，或者成为160度以上的方式进行超泼水表面处理。
在所述外部销的表面可处理表面辐射率为0.2以下的涂料。
所述内部销和所述外部销可由铁或铝材料而制成。
所述安全壳本体部可由铁材料而制成。
所述外部销的表面积大于所述内部销的表面积。
所述内部销及所述外部销，分别具备：延长部，从所述安全壳本体部的内表面突出延长；扩张部，以与所述延长部构成角的方式扩张，所述内部销的扩张部在所述安全壳本体部的内部区沿周围方向连续连接，所述外部销的扩张部在所述安全壳本体部的外部沿周围方向连续连接。
有益效果
根据本发明可以达成上述的所有目的。
具体而言，通过在安全壳的内部与外部分别连接由金属材料而制成的销，来提高冷却性能。通过本发明提高基础散热量，在发生重大事故时，即便安全壳的能动系统未运行时也能延长到达危险状态的时间。最终，在发生紧急情况时，可以确保能在外部应对的时间，处理紧急事故后也能容易保持核电站的安全。
而且，由于外部销的表面积形成为大于内部销的表面积，因此，能获得更加提高的自然散热效果。
而且，由于多个内部销在安全壳本体部的内部沿周围方向连续连接，且多个外部销在安全壳本体部的外部沿周围方向连续连接，因此，安全壳的耐压性得以提高。
而且，由于在安全壳本体的内表面和外表面皆形成铁制垫板，因此，防止放射性物质泄露的效果得以提高。
附图说明
图1是概略示出根据本发明的一实施例的核电站的安全壳的结构的截面图。
图2是放大示出图1中在安全壳本体部结合内部销和外部销的部分的截面图。
图3是示出图2的内部销连接结构的截面图。
图4是示出图2的外部销连接结构的截面图。
图5是示出图2的内部销的扩张部的图
图6、图7及图8是分别示出图5的内部销的扩张部的其他实施例的图。
图9是放大示出图1中在安全壳本体部结合内部销和外部销的其他实施例的截面图。
图10是放大示出图1中在安全壳本体部结合内部销和外部销的其他另一实施例的截面图。
图11是示出在图9的结构中供应冷却水的其他实施例的截面图。
图12是概略示出根据本发明的其他另一实施例的核电站的安全壳的纵截面结构的截面图。
图13是放大示出图12中在安全壳本体部结合内部销和外部销的部分的截面图。
图14是概略示出图12的安全壳的横截面结构的截面图。
具体实施方式
下面，参照附图详细说明本发明的优选实施例的构成及作用。
图1是示出根据本发明的一实施例的核电站的安全壳的概略结构的截面图，图2放大示出图1的一部分。参照图1及图2，根据本发明的一实施例的核电站的安全壳100，包括：安全壳本体部110，在内部提供封闭空间；内部垫板113，由金属材料而制成，附着于安全壳本体部110的内表面；多个内部销120，由金属材料而制成，位于安全壳本体部110的内部，与内部垫板113连接；多个外部销130，由金属材料而制成，结合于安全壳本体部110的外表面。当发生事故时，通过内部销120和外部销130进行散热，从而，安全壳100内部的水蒸气混合气体的饱和压力变低，能保持安全壳100的可靠性。
安全壳本体部110在内部提供用于容纳核反应堆、蒸汽发生器、加压器及冷却剂泵等的空间。安全壳本体部110，具备：侧壁部111，大致垂直立设，具有圆形的横截面形状；顶棚部115，位于侧壁部111的上端，具有圆顶(dome)形状。安全壳本体部110为钢筋混凝土结构，具备钢筋部116及混凝土部119。钢筋部116，具备：销支撑棒117，沿着混凝土部119的厚度方向延长，贯穿混凝土部119和内部垫板113，其他钢筋118，与销支撑棒117连接。销支撑棒117是本发明的销连接部的一例，销支撑棒117的两端从安全壳本体部110的内表面和外表面分别突出，分别与内部销120及外部销130结合。销支撑棒117可以是追加插入于现有的钢筋混凝土结构的安全壳本体部110而形成的。优选地，在与安全壳本体部110的厚度方向呈直角的面，销支撑棒117所占的面积为混凝土部119所占面积的4％。此时，墙壁的热阻可以减少一半。
内部垫板113由金属材料而制成，以附着于安全壳本体部110的内表面的方式设置。内部垫板113与多个内部销120连接。本实施例中虽说明垫板仅设置于安全壳本体部110的内表面的情况，但是，还可以设置于安全壳本体部110的内表面与外表面，这理应属于本发明。因混凝土具有压缩强度大于拉伸强度的材料特性，所以，在安全壳的外部发生龟裂的可能性大于内部。由此，设置于外表面的垫板可更加提高防止放射性物质物质泄露的效果。
内部销120设置于安全壳本体部110的内部，与内部垫板113连接。内部销120，具备：延长部121，以与安全壳本体部110的内表面大致呈直角的方式突出；扩张部125，在延长部121的末端以与延长部121大致呈直角的方式扩张。图5中示出扩张部125的形态。参照图5，扩张部125，具备：中心部126，与延长部121的末端连接；多个分支部127，从中心部126放射形朝外侧延长。本实施例中，内部销120由铁或铝材料而制成，内部销120与内部垫板113连接。
图6、图7及图8示出其他形态的扩张部。参照图6，扩张部225，具备：第一棒部226，与延长部121连接，以直线延长；多个第二棒部227，与第一棒部226连接。第一棒部226朝水平方向延长，在中心部连接延长部121的末端。多个第二棒部227沿着第一棒部226的延长方向依次排列。多个第二棒部227分别与第一棒部226呈直角延长。
参照图7，扩张部325，具备：第一棒部226，与延长部121连接，以直线延长；多个第二棒部327a、327b、327c、327d、327e，与第一棒部226连接。第一棒部226朝水平方向延长，在中心部连接延长部121的末端。多个第二棒部327a、327b、327c、327d、327e沿着第一棒部226的延长方向依次排列，与第一棒部226呈直角延长。第二棒部327a、327b、327c、327d、327e的长度越从第一棒部226的中心远离越短。
参照图8，扩张部425，具备：中心部426，与延长部121的末端连接；多个分支部427，从中心部426放射形朝外侧延长；突出部428a、428b，从各分支部427分别朝两侧突出延长。可以理解图8的扩张部425的形状包括树枝形态分叉的结构。
为了增大冷却效果，可以在外部喷射水或连续或断续地投入冰块，此时，虽能获得强力的冷却效果，但需要有效地排放因内部冷凝而产生的大量水。而且，在冬季因冷却过渡在内部销120会发生结露现象，此结露现象会带来次要的损失，因此需要迅速排水。为了排水，参照图1，多个内部销120中位于上部的局部111a的扩张部126相互连接着。如此，扩张部125相连接的内部销120a是在安全壳本体部110的内表面与垂直线分所成的角度a为30度以上的区域A相结合而成的。如此，通过位于顶棚区域的内部销120a的扩张部126相互连接，在内部销120a发生的结露不会直接掉到下面，而是沿侧面移动排放。如上所述说明，在内部销120经常产生冷凝，冷凝水掉落到安全壳100的下部。安全壳的顶棚部115的直下面集中配置有核反应堆、控制装置、供电线、测量装置等用于运行核电站的重要的装置。在此部分进水时对装置的可靠性、正常运行及安全运行造成影响。由此，相连接设置在顶棚部的销是当安全壳的墙壁的倾斜度对垂直方向倾斜30度时有利于引导冷凝水沿着销的表面流下。
内部销120的整体表面积与内部气体接触的安全壳100的表面积(安全壳100的对流热传导面积为基准)越大越好。并且，为了提高热传导及排水，可对内部销120以表面的平衡接触角成为30度以下的方式进行超亲水表面处理，或者以成为160度的方式进行超泼水表面处理。在销表面因冷凝而产生水时，热阻与水的厚度相比例。因此，水的厚度越薄越有利于散热，水的厚度取决于销表面的接触角。在通常的条件下，当平衡接触角(在固体-流体-气体的3相境界面上固体-液体与液体-气体的境界面之间的角度，平衡接触角(equilibrium contact angle))为30度以下时，会良好地排水。并且，当平衡接触角为160度以上时，水形成水滴，水滴在销表面上滚动，最终促进冷凝热传导。超亲水处理使水膜变薄来减少热阻，超泼水处理使冷凝热传导系数显著增加或能容易排放冷凝水，因此非常有效。并且，对混凝土部119、空气及内部销120相接触的部分进行防水处理。
内部销120通过内部销连接结构150与销支撑棒117结合。参照图3，内部销连接结构150，具备：连接部侧外螺纹部151，形成于销支撑棒117的内侧末端；销侧外螺纹部152，形成于内部销120的延长部121；结合螺栓153，结合于连接部侧外螺纹部151和销侧外螺纹部152；辅助螺栓154，结合于销侧外螺纹部152，与结合螺栓153相接触。结合螺栓153的一端与内部垫板113相紧贴。辅助螺栓154用于加强内部销120的结合力。
参照图1及图2，外部销130在安全壳本体部110的外表面结合有多个。外部销130，具备：延长部131，以与安全壳本体部110的外表面大致呈直角的方式突出；扩张部135，在延长部131的末端以与延长部131大致呈直角的方式扩张。扩张部135的形态与通过图5至图8说明的内部销120的扩张部125、225、325、425相同，因此，省略对其的详细说明。本实施例中说明了外部销130由铁或铝材料而制成的情况。
外部销130的整体表面积与外部空气接触的安全壳100的表面积(安全壳100的对流热传导面积为基准)越大越好。并且，为了提高热传导及排水，可对外部销130以表面的平衡接触角成为30度以下的方式进行超亲水表面处理，或者以成为160度以上的方式进行超泼水表面处理。并且，混凝土部119、空气及外部销120相接触的部分进行防水处理。在外部销130的表面可用表面辐射率0.2以下的涂料进行表面处理。由此，可以防止辐射热从安全壳100的外部进入至安全壳的内部。在外部销130可通过对流热传导进行散热，还可以通过辐射热传导吸热。销表面温度越高散热效果也增加，但是，表面温度应保持低于安全壳的饱和温度。对此，通过辐射热传导的吸热由销的表面辐射率而增加。风小时，依靠自然对流，对流热传导系数会降至5W/㎡·KR。在如赤道的沙漠辐射热较强的地区，入射至销的垂直辐射热速将近太阳常数的13,600W/㎡。因此需使用材料或涂布辐射率较低的涂料或者进行表面处理。辐射率的最低值按照核电站的设置地区的外部温度条件而不同，在沙漠条件下，辐射率的界限值为0.2以下。
外部销130通过外部销连接结构160与销支撑棒117结合。参照图4，外部销连接结构160，具备：连接部侧外螺纹部161，形成于销支撑棒117的外侧末端；销侧外螺纹部162，形成于外部销130的延长部131；结合螺栓163，结合于连接部侧外螺纹部161和销侧外螺纹部162；辅助螺栓164，结合于销侧外螺纹部162，与结合螺栓163接触。结合螺栓163与安全壳本体部110的外表面紧贴。辅助螺栓164用于加强外部销130的结合力。
图9是放大示出图1中在安全壳本体结合内部销和外部销的其他实施例的截面图。参照图9，在贯穿安全壳本体部110和内部垫板113的销支撑棒217的两端分别通过焊接或接合等方法连接内部销120和外部销130。销支撑棒217和内部垫板113之间优选通过焊接或接合连接。销支撑棒217与钢筋118连接而与相邻接的其他的销支撑棒连接。由此提高散热效果。
图10是放大示出图1中在安全壳本体部结合内部销和外部销的其他另一实施例的截面图。参照图10，作为销连接部的其他例具备与内部销120结合的内侧销支撑棒317a、和与外部销130结合的外侧销支撑棒317b。内侧销支撑棒317a埋设在安全壳本体部110的内侧而与钢筋118连接，并在从安全壳本体部110的内部突出而露出的末端连接内部销120。外侧销支撑棒317b从安全壳本体部110的外侧埋设而与钢筋118连接，并在安全壳本体部110的外侧突出而露出的末端连接外部销130。
图11是示出在图9的构造中供应冷却水的其他另一实施例的截面图。参照图11，在贯穿安全壳本体部110和设置在内表面的金属制内部垫板113的销支撑棒417的两端分别连接内部销120和外部销130。在外部销130设置用于喷射水的喷嘴419。销支撑棒417与钢筋118连接而与相邻接的其他的多个销支撑棒连接。在销支撑棒417的内部设置供冷却水流动的冷却流路418。冷却流路418的入口418a位于安全壳本体部110的外部。冷却水通过设置在外部的冷却水供应系统(省略图示)从入口418a流入。冷却水供应系统(省略图示)向所有销支撑棒417供应冷却水。冷却流路418的出口418b与喷嘴419连接并通过喷嘴419排放。冷却流路418经过销支撑棒417的整个长度方向区间延长形成。从入口418a流入的冷却水经过冷却流路418吸收销支撑棒417的热量后，通过喷嘴419向安全壳本体部110的外部喷出，从而，均匀且有效地冷却安全壳。
在所述实施例中说明了所述内部销120和外部销130通过连接结构150、160结合于钢筋的例，但还可以通过焊接或接合连接。
图12至图14是本发明的其他另一实施例的核电站的安全壳的示意图。参照图12至图14，根据本发明的其他另一实施例的核电站的安全壳500，包括：安全壳本体部110，在内部提供封闭的空间；内部垫板113，由金属材料而制成，附着于安全壳本体部110的内表面；外部垫板114，由金属材料而制成，附着于安全壳本体部110的外表面；多个内部销520，由金属材料而制成，位于安全壳本体部110的内部，并与内部垫板113连接；以及多个外部销530，由金属材料而制成，位于安全壳本体部110的外部，并与外部垫板114连接。
安全壳本体部110及内部垫板113的结构与图1所示实施例的安全壳本体部110及内部垫板113大致相同，因此省略对其的详细说明。
外部垫板114由金属材料而制成，附着于安全壳本体部110的外表面。外部垫板113与多个外部销530连接。通过外部垫板114更加有效地提高防止放射性物质泄露的效果。
内部销520设置于安全壳本体部110的内部，并与内部垫板113连接。内部销520，具备：延长部521，以与安全壳本体部110的内表面大致呈直角的方式突出；扩张部525，在延长部521的末端与延长部521大致呈直角扩张，其具体构成与上述内部销大致相同，因此省略对其的详细说明。在多个内部销520沿周围方向(圆周方向)配置的多个内部销520的各扩张部525如图14所示连接。对占安全壳本体部110的大部分的混凝土而言，拉伸强度为2至5MPa，压缩强度为20至40MPa，即相对弱于拉伸，相反，对铁而言，拉伸强度为41MPa，压缩强度为28MPa，即对拉伸较强。考虑混凝土和铁的特性，将扩张部525如图14所示沿圆周方向连接时，安全壳的耐压性得以提高。内部销520结合于设置在安全壳本体部110的内部的销支撑棒217的结构可以使用上述的连接结构150或焊接等方法，因此在此省略对其的详细说明。
外部销530在安全壳本体部110的外面结合有多个。外部销530，具备：延长部131，以与安全壳本体部110的外表面大致呈直角的方式突出；扩张部135，在延长部131的末端与延长部131大致呈直角扩张，其具体构成与上述外部销大致相同，因此省略对其的详细说明。在多个外部销530沿周围方向(圆周方向)配置的多个外部销530的各扩张部535如图14所示连接，来提高安全壳的耐压性。外部销530结合于设置在安全壳本体部110的内部的销支撑棒217的结构可以使用上述的连接结构160或焊接等方法，因此在此省略对其的详细说明。
本实施例中，外部销530的扩张部535所占表面积大于内部销520的扩张部525所占表面积。在安全壳的内壁产生空气-水蒸气的冷凝热传导，基本上，通过相变热传导，内部的热传导系数hi约50至300W/m2·K。相反，在安全壳的外壁产生因空气而引起的自然对流和因外风而引起的混合对流热传导。通常，在外部的自然对流热传导系数ho为约5至10W/m2·K，考虑因风而引起的混合对流也为约10至20W/㎡·K。考虑此点可知外部销530的表面积越大越能有效地得到自然散热。
所述实施例中说明了安全壳本体部为钢筋混凝土结构的例，但还可以由铁制成。
以上，通过实施例说明了本发明，但本发明并不局限于此。在本发明的要旨及范围内可以对所述实施例进行修改及变更，本领域的技术人员应理解所述修改及变更也属于本发明的范围内。

Claims (25)

1.一种核电站的安全壳，其中，包括：
安全壳本体部，具备侧壁部及顶棚部；
多个内部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的内部；
多个外部销，由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的外部；以及
销连接部，由金属材料而制成，用于连接所述内部销与所述外部销。
2.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，进一步包括内部垫板，所述内部垫板由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的内表面。
3.根据权利要求1或2所述的核电站的安全壳，其中，进一步包括外部垫板，所述外部垫板由金属材料而制成，设置于所述安全壳本体部的外表面。
4.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述安全壳本体部为钢筋混凝土结构，
所述销连接部为所述安全壳本体部的钢筋。
5.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述销连接部具备销支撑棒，所述支撑棒贯穿所述安全壳本体部而设置，两端分别与所述内部销与所述外部销连接。
6.根据权利要求5所述的核电站的安全壳，其中，在所述销支撑棒的内部形成有冷却流路，所述冷却流路供从安全壳的外部供应的冷却水流动。
7.根据权利要求6所述的核电站的安全壳，其中，在所述安全壳的外部具备与所述冷却流路的出口连接的喷嘴。
8.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述安全壳本体部为钢筋混凝土结构，
所述销连接部，具备：
内侧销支撑棒，与所述内部销连接，埋设在所述安全壳本体部的内部，并与所述安全壳本体部的钢筋连接；
外侧销支撑棒，与所述外部销连接，从所述安全壳本体部的外部埋设，并与所述安全壳本体部的钢筋连接。
9.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，进一步包括将所述内部销或所述外部销连接于所述销连接部的销连接结构。
10.根据权利要求9所述的核电站的安全壳，其中，所述销连接结构，具备：
连接部侧外螺纹部，形成于所述销连接部；
销侧外螺纹部，形成于所述销；以及
结合螺栓，结合于所述连接部侧外螺纹部和所述销侧外螺纹部。
11.根据权利要求10所述的核电站的安全壳，其中，所述销连接结构进一步具备结合于所述销侧外螺纹部并与所述结合螺栓接触的辅助螺栓。
12.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述内部销或所述外部销通过焊接或接合连接于所述销连接部。
13.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述内部销或所述外部销，具备：延长部，从所述安全壳本体部的内表面或外表面突出延长；扩张部，以与所述延长部成角的方式扩张。
14.根据权利要求13所述的核电站的安全壳，其中，所述扩张部，具备：中心部，与所述延长部连接；树枝部，从所述中心部放射形延长。
15.根据权利要求13所述的核电站的安全壳，其中，所述扩张部，具备：第一棒部，与所述延长部连接，直线延长；多个第二棒部，连接于所述第一棒部。
16.根据权利要求15所述的核电站的安全壳，其中，所述第一棒部大致朝水平方向延长，所述多个第二棒部与所述第一棒部以树枝形态成角分叉。
17.根据权利要求15所述的核电站的安全壳，其中，所述延长部位于所述第一棒部的中心部，所述多个第二棒部的长度离所述第一棒部的中心部越远就越短。
18.根据权利要求13所述的核电站的安全壳，其中，所述多个内部销中在所述安全壳本体部的内表面结合于与垂直线分所成的角度为30度以上的区域的内部销的扩张部相连接。
19.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述内部销及所述外部销以表面的平衡接触角成为30度以下的方式进行超亲水表面处理，或者成为160度以上的方式进行超泼水表面处理。
20.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，在所述外部销的表面处理表面辐射率为0.2以下的涂料。
21.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述内部销和所述外部销由铁或铝材料而制成。
22.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述安全壳本体部由铁材料而制成。
23.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述外部销的表面积大于所述内部销的表面积。
24.根据权利要求1所述的核电站的安全壳，其中，所述内部销，具备：延长部，从所述安全壳本体部的内表面突出延长；扩张部，以与所述延长部构成角的方式扩张，
所述多个内部销的扩张部沿着所述安全壳本体部的周围方向连续连接。
25.根据权利要求1或24所述的核电站的安全壳，其中，所述外部销，具备：延长部，从所述安全壳本体部的外表面突出延长；扩张部，以与所述延长部构成角的方式扩张，
所述多个外部销的扩张部沿着所述安全壳本体部的周围方向连续连接。
CN201580051475.6A 2014-07-23 2015-07-23 具有被动式冷却结构的核电站的安全壳 Active CN107077895B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020140093245A KR101546884B1 (ko) 2014-07-23 2014-07-23 피동형 냉각 구조를 구비하는 원자력 발전소의 격납건물
KR10-2014-0093245 2014-07-23
PCT/KR2015/007670 WO2016013883A1 (ko) 2014-07-23 2015-07-23 피동형 냉각 구조를 구비하는 원자력 발전소의 격납건물

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN107077895A true CN107077895A (zh) 2017-08-18
CN107077895B CN107077895B (zh) 2019-06-04

Family

ID=54061836

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201580051475.6A Active CN107077895B (zh) 2014-07-23 2015-07-23 具有被动式冷却结构的核电站的安全壳

Country Status (2)

Country Link
KR (1) KR101546884B1 (zh)
CN (1) CN107077895B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108766595A (zh) * 2018-05-25 2018-11-06 哈尔滨工程大学 体外预应力—钢混凝土组合结构核安全壳新型结构
CN109898900A (zh) * 2019-02-28 2019-06-18 中国核电工程有限公司 一种核反应堆厂房及其布置方法

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102568484B1 (ko) 2020-12-31 2023-08-21 한국수력원자력 주식회사 원자력 발전소에서 원자로를 수용하는 격납 건물
CN116072314A (zh) * 2023-02-07 2023-05-05 上海交通大学 用于非能动空气冷却的核电站双层安全壳结构及其核电站

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61128191A (ja) * 1984-11-27 1986-06-16 株式会社東芝 原子炉設備
JPH1082885A (ja) * 1996-08-02 1998-03-31 Westinghouse Electric Corp <We> 下部炉内構造物アセンブリの交換方法及び炉心槽の位置整列装置
JP2006078256A (ja) * 2004-09-08 2006-03-23 Toshiba Corp 原子炉格納容器及びその構築方法
JP2009287274A (ja) * 2008-05-29 2009-12-10 Daiken Corp 低放射率建材及びそれを用いた内装仕上げ構造
CN102081976A (zh) * 2009-11-27 2011-06-01 上海核工程研究设计院 大容量完全非能动安全壳冷却系统
CN102272858A (zh) * 2008-11-17 2011-12-07 纽斯高动力有限公司 隔震安全壳容器
CN102483963A (zh) * 2009-09-08 2012-05-30 株式会社东芝 反应堆安全壳及使用其的核设施
KR20120114720A (ko) * 2011-04-08 2012-10-17 한국기계연구원 초발수/초친수 특성을 가진 금속 표면 구조 및 이의 형성 방법

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9466399B2 (en) 2009-05-21 2016-10-11 Westinghouse Electric Company Llc Expansion gap radiation shield

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS61128191A (ja) * 1984-11-27 1986-06-16 株式会社東芝 原子炉設備
JPH1082885A (ja) * 1996-08-02 1998-03-31 Westinghouse Electric Corp <We> 下部炉内構造物アセンブリの交換方法及び炉心槽の位置整列装置
JP2006078256A (ja) * 2004-09-08 2006-03-23 Toshiba Corp 原子炉格納容器及びその構築方法
JP2009287274A (ja) * 2008-05-29 2009-12-10 Daiken Corp 低放射率建材及びそれを用いた内装仕上げ構造
CN102272858A (zh) * 2008-11-17 2011-12-07 纽斯高动力有限公司 隔震安全壳容器
CN102483963A (zh) * 2009-09-08 2012-05-30 株式会社东芝 反应堆安全壳及使用其的核设施
CN102081976A (zh) * 2009-11-27 2011-06-01 上海核工程研究设计院 大容量完全非能动安全壳冷却系统
KR20120114720A (ko) * 2011-04-08 2012-10-17 한국기계연구원 초발수/초친수 특성을 가진 금속 표면 구조 및 이의 형성 방법

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108766595A (zh) * 2018-05-25 2018-11-06 哈尔滨工程大学 体外预应力—钢混凝土组合结构核安全壳新型结构
CN109898900A (zh) * 2019-02-28 2019-06-18 中国核电工程有限公司 一种核反应堆厂房及其布置方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN107077895B (zh) 2019-06-04
KR101546884B1 (ko) 2015-08-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107077895B (zh) 具有被动式冷却结构的核电站的安全壳
CN106328223B (zh) 一种新型非能动安全壳能量控制系统
CN103903657B (zh) 核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法
CN201169009Y (zh) 预制梁养护装置
KR101777003B1 (ko) 피동형 냉각 구조를 구비하는 원자력 발전소의 격납건물
US20180358134A1 (en) Passive cooling of a nuclear reactor
WO2023236456A1 (zh) 一种兼具消声、相变蓄冷和强化换热功能的墙体
CN208636777U (zh) 一种移动超级计算中心
CN108153352A (zh) 用于电气柜的冷却装置、系统、方法以及风力发电机
CN209447555U (zh) 一种非能动安全壳冷却系统
GB2543461A (en) Containment building of nuclear power plant having passive type cooling structure
CN205428625U (zh) 一种智能控温式干式变压器系统
CN108507161A (zh) 电热水器
CN103645756A (zh) 一种可展开遮光罩
CN208456661U (zh) 一种热力隧道紧急避难舱
CN208042289U (zh) 双源热泵及供热系统
CN207350844U (zh) 农业大棚太阳能集热系统
CN205230689U (zh) 一种调温式干式变压器装置
CN208430647U (zh) 一种便于散热的房屋建筑结构
CN205807865U (zh) 高寒地区室外电子设备的太阳能保温箱
CN205593405U (zh) 一种箱式空温汽化器
CN203531133U (zh) 一种建筑用防火钢结构及其制作设备
CN106052147B (zh) 高寒地区室外电子设备的太阳能保温箱
CN217030230U (zh) 一种暖通工程用保温型暖通管
US20150131770A1 (en) Emergency Core Cooling System and Emergency Core Cooling Method for Fail-Safe Water-Cooled Reactor System

Legal Events

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