CN109273115B - 一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核动力装置的安全壳热量导出装置，涉及反应堆技术领域，包括屏蔽层，设在安全壳外侧，屏蔽层与安全壳之间留有间隙；进水孔，设在屏蔽层的下部，进水孔联通屏蔽层外与间隙；出气孔，设在屏蔽层的顶部，出气孔联通屏蔽层外与间隙。本发明还公开了核动力装置安全壳热量导出方法，在极端严重的工况下，通过引入海水至屏蔽层与安全壳之间的间隙，直接冷却安全壳，避免安全壳因超温超压失效，防止大量放射性物质泄露至核动力装置其他舱室及大气环境，保证人员和环境的安全。

Description

一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法

技术领域

本发明涉及反应堆技术领域，具体涉及一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法。

背景技术

反应堆发生严重事故后，安全壳可能升温升压，甚至可能失效。保持安全壳的完整性，可以大量减少放射性物质向外部环境的释放，也是严重事故缓解策略的重要目标。严重事故中(如大破口始发的严重事故)通常会有大量高温蒸汽排入安全壳内，导致安全壳温度和压力上升。事故进程中产生的可燃气体在安全壳内燃烧，或通过氢气复合器消除，都将释放大量热量。当熔融物融穿压力容器后，进入安全壳内，将释放大量热量至安全壳内，导致安全壳的温度和压力的升高。采用有效的方法导出安全壳热量，对保持安全壳的完整性至关重要。

海洋核动力装置与陆地电站在设计和建造中存在差别，其安全壳位于堆舱内，无法提供足够容量的安全壳冷却水箱，且安全壳和堆舱布置紧凑，不能提供空气自然循环所需的流道。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种核动力装置的安全壳热量导出装置及其热量导出方法，以保证极端工况下安全壳的完整性。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：一种安全壳热量导出装置，包括

屏蔽层，设在安全壳外侧，所述屏蔽层与安全壳之间留有间隙；

进水孔，设在屏蔽层的下部，所述进水孔联通所述屏蔽层外与所述间隙；

出气孔，设在屏蔽层的顶部，所述出气孔联通所述屏蔽层外与所述间隙。

进一步地，所述进水孔和出气孔均有多个且都关于安全壳中轴呈对称设置。

进一步地，所述进水孔和出气孔均为弯曲形。

进一步地，安全壳热量导出装置还包括换热机构，所述换热机构与安全壳外侧壁固定连接。

本发明还提供一种核动力装置，包含前述方案中的安全壳热量导出装置，所述安全壳热量导出装置位于堆舱内，所述堆舱下部设有进水管，所述进水管与第一阀门连接，所述堆舱上部设有排气管，所述排气管与第二阀门连接。

进一步地，所述进水孔位于核动力装置的空载吃水线下方。

进一步地，所述进水管和排气管均贯穿堆舱壁和船壳壁，所述进水管位于船壳外侧的出口高度在核动力装置的空载吃水线下方，所述排气管位于船壳外侧的出口与大气连通，所述第一阀门有两个，一个设在船壳壁与堆舱壁之间，另一个设在堆舱壁内侧，所述堆舱设有防水的隔离舱门。

本发明同时提供一种安全壳热量导出方法，采用前述方案中的核动力装置，包括如下步骤：

确认堆舱的隔离舱门处于密封关闭状态；打开第一阀门和第二阀门；当堆舱内的水位达到预设高度，关闭第一阀门；当安全壳的温度下降到低于警戒值时，排出堆舱内的海水；关闭第二阀门。

进一步地，当堆舱内的水位达到预设高度，关闭第一阀门时，还包括：关闭第一阀门后，当堆舱内的水位下降到低于警戒高度，再次打开第一阀门，至堆舱内的水位恢复到预设高度再关闭第一阀门。

进一步地，当安全壳的温度下降到低于警戒值时，采用排水装置或者船体上浮的方式排出堆舱内的海水。

与现有技术相比，本发明的有益效果在于：

使用海水作为安全壳冷却的最终热阱，在极端严重的工况下，方便引入海水进入堆舱直接冷却安全壳，避免安全壳因超温超压失效，防止大量放射性物质泄露至核动力装置其他舱室及大气环境，保证人员和环境的安全；屏蔽层设有进水孔和出气孔，水的比热容大，采用屏蔽层与安全壳间隙注水方式，海水直接与安全壳接触换热，可不受间隙形状的限制，散热效率高，产生的水蒸气通过出气孔排出，能够及时带走间隙积聚的热量。

附图说明

图1为本发明实施例中屏蔽层结构示意图；

图2为本发明实施例中进水孔和排气孔的剖面结构示意图；

图3为本发明实施例中安全壳热量导出状态示意图。

图中：1-屏蔽层，2-安全壳，3-进水孔，4-出气孔，5-金属肋片，6-堆舱，7-进水管，8-第一阀门，9-排气管，10-第二阀门，11-船壳，12-反应堆，13-间隙。

具体实施方式

以下结合附图及实施例对本发明作进一步详细说明。

参见图1和图2所示，本发明实施例提供一种安全壳热量导出装置，包括：屏蔽层1，设在安全壳2外侧，屏蔽层1与安全壳2之间留有间隙13；进水孔3，设在屏蔽层1的下部，进水孔联通屏蔽层外与前述间隙13，出气孔4，设在屏蔽层1的顶部，出气孔联通屏蔽层外与前述间隙13。

作为优选，进水孔3有多个且关于安全壳2中轴呈对称设置，出气孔4有多个且呈对称设置；相邻进水孔3的连线构成的多边形为中心对称图形，相邻出气孔4的连线构成的多边形为中心对称图形；进水孔3为弯曲形，出气孔4为弯曲形。优选的，安全壳热量导出装置还包括换热机构，换热机构采用蛇形管或金属肋片5，其中金属肋片5与安全壳2一体成型，金属肋片5垂直设置在安全壳2外侧壁。

包含安全壳热量导出装置的核动力装置见图3所示，屏蔽层1设在堆舱6内，堆舱6下部设有进水管7，进水管7与第一阀门8连接，堆舱6上部设有排气管9，排气管9与第二阀门10连接。

优选的，进水管7和排气管9均贯穿堆舱6壁和船壳11壁，进水管7位于船壳11外侧的出口高度在核动力装置的空载吃水线下方，排气管9位于船壳11外侧的出口与大气连通；第一阀门8有两个，一个设在船舱壁与堆舱6壁之间，另一个设在堆舱6壁内侧，堆舱6设有防水的隔离舱门。优选的，进水孔3位于核动力装置的空载吃水线下方。

基于该核动力装置的安全壳热量导出方法，包括如下步骤：

确认堆舱6的隔离舱门处于密封关闭状态；打开第一阀门8和第二阀门10；当堆舱6内的水位达到预设高度，关闭第一阀门8；当安全壳2的温度下降到低于警戒值时，采用排水装置或者船体上浮的方式排出堆舱6内的海水；关闭第二阀门10。

进一步地，当堆舱6内的水位达到预期高度，关闭第一阀门8时，还包括：关闭第一阀门后，当堆舱6内的水位下降到低于警戒高度，再次打开第一阀门8，至堆舱6内的水位恢复到预设高度再关闭第一阀门8。若采用船体上浮的方式排出堆舱6内的海水，先操纵海洋核动力装置上浮使进水管7位于船壳11外侧的出口露出海平面，然后打开第一阀门8，堆舱6内的海水通过进水管7排泄出去，之后再关闭第一阀门8。堆舱6内残留的少量水可借助排水装置快速排出，也可待其蒸发从出气孔4逸出。

参见图3所示，在钢制安全壳2与屏蔽层1间留有间隙13，并在屏蔽层1下部以中心对称方式设置多个进水孔3，使进入堆舱6的海水能通过进水孔3平稳快速进入间隙13，直接与钢制安全壳2外壁面接触进行换热，避免堆舱倾斜摇摆；在屏蔽层1上部以中心对称方式设置多个出气孔4，使海水受热蒸发产生的蒸汽能通过出气孔4流出间隙13，图3中液面上方的S形箭头示意水蒸气行进路径。屏蔽层1上所开进水孔3及出气孔4均为弯曲形，如图2所示，这种结构能实现通水通气同时维持开孔后的屏蔽效果；在钢制安全壳2外设置金属肋片5，金属肋片5可以促进安全壳2外壁面与海水或蒸汽及空气的换热，加快安全壳2内热量的导出。

安全壳2位于堆舱6内，进水管7贯穿堆舱6壁和船壳11壁，通向船体外部的海洋，进水管7出口的高度位于核动力装置的空载吃水线以下，保证第一阀门8打开时不用借助外部抽水设备海水就能够进入堆舱6。进水管7上连接有两个第一阀门8，其中一个阀门将船舱与海洋隔开，另一个阀门将堆舱6空间与船舱隔开。在堆舱6壁上部设置排气管9，排气管9贯穿堆舱6壁和船舱壁，连通大气，排气管9出口位置位于船体上部，防止海水淹没出口；排气管9上连接有第二阀门10，第二阀门10位于堆舱6壁外，开启时可以保证堆舱6内气压与环境气压的平衡。堆舱6采用有密封防水效果的隔离舱门与其他舱室隔离开，保证堆舱6引入的海水不能进入其他舱室。

在正常运行工况中，堆舱6壁上的各个阀门均关闭，堆舱6处于相对密闭状态。在极端工况下，如反应堆12发生严重事故，大量放射性产物释放到安全壳2中，安全壳2内温度和压力不断上升，有较大失效风险时，打开堆舱6上下部的阀门，外部海水通过进水管7进入堆舱6内，并通过屏蔽层1下部的进水孔3进入屏蔽层1与安全壳2之间的间隙13，直接接触钢制安全壳2，安全壳2内热量导出至海水中；间隙13内海水温度升高产生的蒸汽通过屏蔽层1上部的出气孔4排出至堆舱6空间；堆舱6空间中的海水在温度升高后，也将产生蒸汽，这些蒸汽以及受热的空气通过排气管9排出至船体外的大气环境中。在堆舱6引入海水过程中，可以根据海洋核动力装置的状态考虑适时关闭第一阀门8，控制进入堆舱6海水的量，以控制海洋核动力装置的吃水深度。

如图3，采用安全壳外部增加换热机构的方式增强换热，进一步提高安全壳的冷却效果；屏蔽层上的进水孔和出气孔形状为弯曲形，保证通水通气功能，同时尽量确保屏蔽效果，进水孔和出气孔分别呈对称分布，从而进水和排气平稳，海水进入时可避免堆舱发生摇摆；进水管出口的高度位于核动力装置的空载吃水线以下，保证阀门打开时不用借助外部抽水设备海水就能够进入堆舱；采用隔离舱门将堆舱与其他舱室隔离，防止海水进入其他舱室造成的危险和损失；采用多级阀门控制进入堆舱海水的质量，维持海洋核动力装置的浮动状态。

本发明不局限于上述实施方式，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也视为本发明的保护范围之内。本说明书中未作详细描述的内容属于本领域专业技术人员公知的现有技术。

Claims (8)

1.一种核动力装置，其特征在于，包含一种安全壳热量导出装置，所述安全壳热量导出装置位于堆舱(6)内，所述堆舱(6)下部设有进水管(7)，所述进水管(7)与第一阀门(8)连接，所述堆舱(6)上部设有排气管(9)，所述排气管(9)与第二阀门(10)连接；

所述安全壳热量导出装置包括：

屏蔽层(1)，设在安全壳(2)外侧，所述屏蔽层(1)与安全壳(2)之间留有间隙(13)；

进水孔(3)，设在屏蔽层(1)的下部，所述进水孔(3)联通所述屏蔽层(1)外与所述间隙(13)，使进入所述堆舱(6)内的海水通过所述进水孔(3)进入所述间隙(13)，直接与所述安全壳(2)外壁面进行换热；

出气孔(4)，设在屏蔽层(1)的顶部，所述出气孔(4)联通所述屏蔽层(1)外与所述间隙(13)，使海水受热蒸发产生的蒸汽通过所述出气孔(4)流出所述间隙(13)；

所述进水管(7)和排气管(9)均贯穿堆舱(6)壁和船壳(11)壁，所述进水管(7)位于船壳(11)外侧的出口高度在核动力装置的空载吃水线下方，所述排气管(9)位于船壳(11)外侧的出口与大气连通，所述第一阀门(8)有两个，一个设在船壳(11)壁与堆舱(6)壁之间，另一个设在堆舱(6)壁内侧，所述堆舱(6)设有防水的隔离舱门。

2.如权利要求1所述的一种核动力装置，其特征在于，所述进水孔(3)和出气孔(4)均有多个且都关于安全壳(2)中轴呈对称设置。

3.如权利要求1所述的一种核动力装置，其特征在于，所述进水孔(3)和出气孔(4)均为弯曲形。

4.如权利要求1所述的一种核动力装置，其特征在于，还包括换热机构，所述换热机构与安全壳(2)外侧壁固定连接。

5.如权利要求1所述的一种核动力装置，其特征在于，所述进水孔(3)位于核动力装置的空载吃水线下方。

6.一种安全壳热量导出方法，其特征在于，采用如权利要求1至5任意一项所述的核动力装置，包括如下步骤：

确认堆舱(6)的隔离舱门处于密封关闭状态；

打开第一阀门(8)和第二阀门(10)；

当堆舱(6)内的水位达到预设高度，关闭第一阀门(8)；

当安全壳(2)的温度下降到低于警戒值时，排出堆舱(6)内的海水；

关闭第二阀门(10)。

7.如权利要求6所述的一种安全壳热量导出方法，其特征在于：

在当堆舱(6)内的水位达到预设高度，关闭第一阀门(8)时，还包括：

关闭第一阀门(8)后，当堆舱(6)内的水位下降到低于警戒高度，再次打开第一阀门(8)，至堆舱(6)内的水位恢复到预设高度后关闭第一阀门(8)。

8.如权利要求6所述的一种安全壳热量导出方法，其特征在于：

当安全壳(2)的温度下降到低于警戒值时，采用排水装置或者船体上浮的方式排出堆舱(6)内的海水。