CN108877966A - 一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及核反应堆安全系统领域，具体涉及一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接；本发明可充分利用浮动式核电站运行特性以及有效借助闭式自然循环回路特点，利用相变换热的方式持续高效的带走水箱中的热量，有利于严重事故条件下放射性物质的居留。

Description

一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统

技术领域

本发明涉及核反应堆安全系统领域，具体涉及一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。

背景技术

核能自被发现以来一直服务于人类的生产和生活。典型的，核电站在半个多世纪以来一直为人类提供清洁高效的能源。近期，随着国内核能技术的不断发展与成熟，核能的应用领域也随之不断扩大，对浮动式核电站以及核动力破冰船等新兴核能领域的研究需求也日益增加。考虑到这些应用多处于海洋环境，这限制了在发生事故时很难调动场外电源为安全设备提供电力，因而如何提高设备的非能动安全性成为上述核能应用研究的重点。

在核动力装置所涉及的众多运行事件和事故中，解决由于主冷却水回路失水或主蒸汽管道破口引起的严重事故一直是核能领域研究的重点。此类事故条件下，会有大量的高温蒸汽和放射性气体喷射进入安全壳气体空间，导致安全壳内的压力不断升高，安全壳成为了隔离放射性物质和外界环境的最后一道屏障。如果安全壳内的热量无法有效导出，会使安全壳超温超压，最终造成大量放射性物质排放进入外界环境的后果。

目前的核电站多采用能动的喷淋装置对安全壳内高温气体进行降温降压。但该系统需要场外电力的供应以及泵的运行提供喷淋冷却水。为了减少对场外电力的依赖，在第三代核电技术中引入了非能动安全壳冷却系统，其中一种方案是采用钢制安全壳，并在安全壳顶部设置冷却水箱，水箱水在重力作用下给钢壳喷水降温。如申请号为CN201610187298.0的专利，一种用于压水堆的非动能安全壳冷却系统以及申请号为CN200910226276.0的专利，一种大容量完全非能动安全壳冷却系统均采用此方案；另一种方案针对于混凝土安全壳，在壳内安装换热器，并通过管路与外置换热水箱相连，通过回路的自然循环以及水箱水的蓄热和蒸发带走安全壳内的热量。申请号为CN201410371174.9的专利，一种非能动混凝土安全壳冷却系统以及申请号为CN201110437864.6的专利，一种非能动安全壳热量导出系统。这些现有专利技术多局限于核电站，此外，在针对混凝土安全壳的开式自然循环系统中，一旦有传热管发生破裂，安全壳内放射性气体会通过传热管排放进入外界环境，这不利于放射性物质的居留。但是浮动式核电站在工作时处于海洋条件下。若直接采用核电站中的非能动设备一方面没有考虑浮动式核电在航行状态时所产生的惯性力，另一方面没有很好的利用海水这一大自然最终热阱。

发明内容

本发明的目的在于提供充分利用浮动式核电站运行特性以及有效借助闭式自然循环回路特点的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。

本发明的目的是这样实现的：

一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接。

所述的安全壳部分，包括PCCS内置换热器1、进口管线2、出口管线3、PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5以及安全壳壁面15；PCCS内置换热器1呈弯曲状，位于安全壳壁面15靠近蓄水室部分的内表面附近，其下端与PCCS内置换热器进口隔离阀4连接，其上端与PCCS内置换热器出口隔离阀5连接；进口管线2通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接，出口管线3通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接。

所述的蓄水室部分，包括稳压器6、PCCS外置换热器7、蓄水舱8、蓄水室进口隔离阀9、蓄水室出口隔离阀10、竖直管线11、蓄水室进口管12以及蓄水室出口管13；稳压器6位于蓄水室部分内部上方，稳压器6左端与蓄水室进口隔离阀9连接；PCCS外置换热器7位于稳压器6正下方，PCCS外置换热器7通过竖直管线11与稳压器6连接，PCCS外置换热器7下方通过管道与蓄水室出口隔离阀10连接；蓄水舱8包括倾斜布置的顶部平板、水平布置的底部平板、竖直布置的内侧壁面和倾斜布置的外侧壁面，蓄水室进口管12和蓄水室出口管13分为位于蓄水室外侧壁面的底部和顶部，管线轴线分别与隔水室底面和顶面平板平行，并且蓄水室出口管13一端位于高处；蓄水室进口隔离阀9与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的出口管线3相连接，蓄水室处口隔离阀10与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的进口管线2相连接；进口管线2分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS外置换热器7的出口和PCCS内置换热器1的入口，出口管线3分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS内置换热器1的出口和稳压器6的入口。

所述的PCCS内置换热器1位于安全壳内气体空间；PCCS内置换热器1具有水平布置的上下联箱以及竖直或倾斜布置的单排或多排传热管；所述的传热管为光管或具有强化换热表面结构的传热管，传热管与上下联箱的底面或侧面相连。

所述的PCCS外置换热器7置于蓄水舱8内部且位于稳压器6正下方；PCCS外置换热器7由水平布置的联箱、C型纵肋传热管束、入口管和出口管组成，其入口管线连接稳压器6，出口管线连接PCCS内置换热器1的入口管线。

所述的稳压器6为具有强化传热表面的稳压器，其包括上下两层水箱，下层水箱充满冷却水，上层水箱分为下部冷却水空间和上部气体空间，气体空间内预充有空气或氦气；上下两层水箱通过竖直短管管束18联通，稳压器6外表面采用针翅片或纵肋片或涂覆微小颗粒17的技术进行强化换热处理。

所述的进口管线2和出口管线3通过贯穿件分别连接安全壳部分和蓄水室部分；进口管线2和出口管线3通过安全壳壁面和蓄水室壁面后分别设置有PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5、蓄水室进口隔离阀9以及蓄水室出口隔离阀10。

所述的蓄水室进口管(12)以及蓄水室出口管(13)在管道内部安装有过滤网。

本发明的有益效果在于：

1.本发明考虑到了PCCS系统的具体应用环境，考虑到了工作时所处的海洋条件和船舶航行状态，充分利用浮动式核电站的运行特性；

2.本发明通过在事故条件下具有强化传热表面的稳压器浸没于充满海水的蓄水舱内的设计，可利用相变换热的方式持续高效的带走水箱中的热量；

3.本发明综合考虑了系统设计对船舶重量和航行阻力的影响，并结合事故发生时船舶所处的航行状态，即行进或静止状态，设计了蓄水舱的进出口的结构和工作模式；

4.本发明通过借助海水这一无限大最终热阱来实现PCCS系统运行时安全壳内热量的长期导出；

5.本发明采用闭式自然循环的结构，有利于严重事故条件下放射性物质的居留，即便PCCS内置换热器在长期运行过程中产生破口，也可使放射性物质被限制在PCCS回路内，不会排放到外界环境。

附图说明

图1为一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统的结构示意图；

图2为本发明C型纵肋传热管结构示意图；

图3为本发明中具有强化传热表面的稳压器结构示意图；

图4为本发明进口管线和出口管线的生物隔离网示意图。

具体实施方式

下面结合附图对本发明做进一步描述：

一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，也称PCCS系统，包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接。

安全壳部分，包括PCCS内置换热器1、进口管线2、出口管线3、PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5以及安全壳壁面15；PCCS内置换热器1呈弯曲状，位于安全壳壁面15靠近蓄水室部分的内表面附近，其下端与PCCS内置换热器进口隔离阀4连接，其上端与PCCS内置换热器出口隔离阀5连接；进口管线2通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接，出口管线3通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接。

蓄水室部分，包括稳压器6、PCCS外置换热器7、蓄水舱8、蓄水室进口隔离阀9、蓄水室出口隔离阀10、竖直管线11、蓄水室进口管12以及蓄水室出口管13；稳压器6位于蓄水室部分内部上方，稳压器6左端与蓄水室进口隔离阀9连接；PCCS外置换热器7位于稳压器6正下方，PCCS外置换热器7通过竖直管线11与稳压器6连接，PCCS外置换热器7下方通过管道与蓄水室出口隔离阀10连接；蓄水舱8包括倾斜布置的顶部平板、水平布置的底部平板、竖直布置的内侧壁面和倾斜布置的外侧壁面，蓄水室进口管12和蓄水室出口管13分为位于蓄水室外侧壁面的底部和顶部，管线轴线分别与隔水室底面和顶面平板平行，并且蓄水室出口管13一端位于高处；蓄水室进口隔离阀9与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的出口管线3相连接，蓄水室处口隔离阀10与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的进口管线2相连接；进口管线2分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS外置换热器7的出口和PCCS内置换热器1的入口，出口管线3分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS内置换热器1的出口和稳压器6的入口。

技术说明：

(1)PCCS内置换热器1由几组管束式换热器串联/并联在安全壳内气体空间，每台换热器具有水平布置的上下联箱以及竖直/倾斜布置的单排/多排传热管，传热管为光管/具有强化换热表面结构的传热管与上下联箱的底面/侧面相连。

(2)PCCS外置换热器7以几台串联/并联的方式置于蓄水舱8内部且位于稳压器6正下方，由水平布置的联箱、C型纵肋传热管束、入口管和出口管组成，其入口管线连接稳压器6，出口管线连接PCCS内置换热器1的入口管线。

(3)稳压器6为具有强化传热表面的稳压器，其包括上下两层水箱，下层水箱充满冷却水，上层水箱分为下部冷却水空间和上部气体空间，气体空间内预充有空气/氦气；上下两层水箱通过竖直短管管束18联通，稳压器6外表面采用针翅片/纵肋片/涂覆微小颗粒17的技术对表面进行强化换热处理。

(4)进口管线2和出口管线3通过贯穿件分别连接安全壳部分和蓄水室部分；进口管线2和出口管线3通过安全壳壁面和蓄水室壁面后分别设置有PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5、蓄水室进口隔离阀9以及蓄水室出口隔离阀10。

(5)蓄水室进口管12以及蓄水室出口管13在管道内部安装有过滤网。

本发明的技术方案是这样实现的：一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，包括PCCS内置换热器1、进口管线2、出口管线3、PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5、具有强化传热表面的稳压器6、PCCS外置换热器7、蓄水室8、蓄水室进口隔离阀9和蓄水室出口隔离阀10，设置于浮动式核电站的船体内部。其中，进口管线2分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS外置换热器1出口和PCCS内置换热器7入口，出口管线3分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS内置换热器1出口和稳压器6入口，稳压器6位于PCCS外置换热器7上部且两者通过竖直管线11相连。

本发明主要用于反应堆主冷却剂系统失水或主蒸汽管线破口事故条件下。当发生上述事故时，会有大量高温高压气体喷放进入安全壳气体空间，导致壳内压力不断升高。在连锁信号的响应下，蓄水室的进口管12和出口管13自动伸入海水中。其中，蓄水室的入口面朝船头，蓄水室的出口面朝船尾。这时，海水通过蓄水室入口不断流入并充满蓄水室。事故的初期阶段，堆坑14、安全壳壁面15以及安全壳内部构件可以吸收气体空间的一部分热量。安全壳内热量的长期导出需要借助本发明中的非能动安全壳热量导出系统来完成。

在事故长期发展过程中，当安全壳内的蒸汽和空气混合气体流经PCCS换热器1时，水蒸汽会在换热管外表面凝结并将释放的热量通过传热管壁面传递到冷却剂中。通过这一过程，非能动安全壳换热器1及与之相连接的出口管段3会被加热，导致这部分冷却剂的温度升高、密度减小。相比之下，位于蓄水舱8的稳压器6和PCCS外置换热器7内冷却剂的温度低、密度大。在两侧密度差引起的重位差的驱动下，PCCS系统内部会形成自然循环并将安全壳内的热量持续导入到蓄水室8中。蓄水舱8内的水主要通过两种循环方式将PCCS系统传递的热量带到外部海洋环境。

(1)当船舶处于停泊状态时，PCCS系统中的稳压器6和PCCS外置换热器7会加热蓄水室8内冷却水。此外，当PCCS回路为高温高压状态时，稳压器6和PCCS外置换热器7的外表面还会通过冷沸腾产生气泡。上述两个过程会降低蓄水室8内海水的平均密度。在蓄水室8内外密度差引起的重力差的驱动下会在船体内外两侧形成自然循环，并将热量长期的导入到海水中。

(2)当船舶处于行进状态时(备用动力系统运行/拖船拖动)，由于蓄水室入口12朝向船舶前进的方向，出口13朝向船尾方向，此时会在上述自然循环的基础上叠加一个相对海水运动而产生的“强迫”水循环。这一过程会加速蓄水室8中的水循环，有利于蓄水室内热量的高效导出。

为保证PCCS系统的可靠性、提高PCCS系统的传热性能并保证放射性物质的居留能力，本发明还对系统的布置形式和相关设备做了如下设计：

(1)不同于应用于混凝土安全壳PCCS系统的开式自然循环回路，本发明采用闭式自然循环回路。这样即便PCCS内置换热器1在非预期的工况下产生了破口，也能使放射性物质居留在PCCS回路内部。

(2)PCCS外置换热器7采用强化传热管束(如图2所示的C型纵肋传热管)，这样可以通过扩展传热表面来达到强化传热的效果。此外，稳压器6外表面进行喷涂颗粒17处理(如图3)，这样可以通过降低沸腾起始温度来达到强化沸腾传热的目的。

(3)具有强化传热表面的稳压器6的上下箱体通过短管管束18联通(如图3)，这样既可以保证上部水箱可以起到稳压的作用，又可以防止水箱中的气体被自然循环卷吸到下降管段11和PCCS外置换热器7，导致自然循环驱动力的降低。

(4)蓄水室进出口12/13处设置有生物隔离网(如图4)以防止外界海洋生物进入系统内部。

Claims (8)

1.一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接。

2.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的安全壳部分，包括PCCS内置换热器(1)、进口管线(2)、出口管线(3)、PCCS内置换热器进口隔离阀(4)、PCCS内置换热器出口隔离阀(5)以及安全壳壁面(15)；PCCS内置换热器(1)呈弯曲状，位于安全壳壁面(15)靠近蓄水室部分的内表面附近，其下端与PCCS内置换热器进口隔离阀(4)连接，其上端与PCCS内置换热器出口隔离阀(5)连接；进口管线(2)通过贯穿件穿过安全壳壁面(15)与蓄水室部分连接，出口管线(3)通过贯穿件穿过安全壳壁面(15)与蓄水室部分连接。

3.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的蓄水室部分，包括稳压器(6)、PCCS外置换热器(7)、蓄水舱(8)、蓄水室进口隔离阀(9)、蓄水室出口隔离阀(10)、竖直管线(11)、蓄水室进口管(12)以及蓄水室出口管(13)；稳压器(6)位于蓄水室部分内部上方，稳压器(6)左端与蓄水室进口隔离阀(9)连接；PCCS外置换热器(7)位于稳压器(6)正下方，PCCS外置换热器(7)通过竖直管线(11)与稳压器(6)连接，PCCS外置换热器(7)下方通过管道与蓄水室出口隔离阀(10)连接；蓄水舱(8)包括倾斜布置的顶部平板、水平布置的底部平板、竖直布置的内侧壁面和倾斜布置的外侧壁面，蓄水室进口管(12)和蓄水室出口管(13)分为位于蓄水室外侧壁面的底部和顶部，管线轴线分别与隔水室底面和顶面平板平行，并且蓄水室出口管(13)一端位于高处；蓄水室进口隔离阀(9)与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的出口管线(3)相连接，蓄水室处口隔离阀(10)与通过贯穿件穿过蓄水室壁面的进口管线(2)相连接；进口管线(2)分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS外置换热器(7)的出口和PCCS内置换热器(1)的入口，出口管线(3)分别通过贯穿件穿过安全壳壁面和蓄水室壁面连接PCCS内置换热器(1)的出口和稳压器(6)的入口。

4.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的PCCS内置换热器(1)位于安全壳内气体空间；PCCS内置换热器(1)具有水平布置的上下联箱以及竖直或倾斜布置的单排或多排传热管；所述的传热管为光管或具有强化换热表面结构的传热管，传热管与上下联箱的底面或侧面相连。

5.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的PCCS外置换热器(7)置于蓄水舱(8)内部且位于稳压器(6)正下方；PCCS外置换热器(7)由水平布置的联箱、C型纵肋传热管束、入口管和出口管组成，其入口管线连接稳压器(6)，出口管线连接PCCS内置换热器(1)的入口管线。

6.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的稳压器(6)为具有强化传热表面的稳压器，其包括上下两层水箱，下层水箱充满冷却水，上层水箱分为下部冷却水空间和上部气体空间，气体空间内预充有空气或氦气；上下两层水箱通过竖直短管管束(18)联通，稳压器(6)外表面采用针翅片或纵肋片或涂覆微小颗粒(17)的技术进行强化换热处理。

7.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的进口管线(2)和出口管线(3)通过贯穿件分别连接安全壳部分和蓄水室部分；进口管线(2)和出口管线(3)通过安全壳壁面和蓄水室壁面后分别设置有PCCS内置换热器进口隔离阀(4)、PCCS内置换热器出口隔离阀(5)、蓄水室进口隔离阀(9)以及蓄水室出口隔离阀(10)。

8.根据权利要求1所述的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述的蓄水室进口管(12)以及蓄水室出口管(13)在管道内部安装有过滤网。