CN109545400A - 一种非能动安全壳冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，其包括：安全壳、冷却水箱、多根热管；安全壳为密封罐状，其内部设置有凹坑，且安全壳内布置有反应堆主设备；凹坑的上方设置有反应堆一回路和二回路，凹坑用于存储反应堆一回路或者二回路破裂所释放的液体水；冷却水箱设置在安全壳外部的地面上，且冷却水箱的水面高度不低于安全壳内凹坑的最大水面高度；每一根热管均包含有蒸发段和冷凝段，且每一根热管的蒸发段设置于凹坑中，且每一根热管的冷凝段设置于冷却水箱中。本发明具有良好的冷却能力，并且冷却水箱的补水容易实现，而且消除了安全壳结构强度和稳定性的隐患。

Description

一种非能动安全壳冷却系统

技术领域

本发明涉及核电技术领域，尤其涉及一种非能动安全壳冷却系统。

背景技术

美国西屋公司设计的AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统如图1所示，图1中，1’为水贮存箱，2’为蒸汽发生器，3’为稳压器，4’为堆芯补水箱，5’为辅助水箱，6’为换料水箱，7’为反应堆压力容器，8’为安全壳，9’为屏蔽层，10’为屏蔽壳顶部烟囱。该冷却系统的安全壳是双层设计，安全壳外层是屏蔽壳，为混凝土结构；内层为钢制安全壳，内部构筑物在钢制安全壳内。以钢制安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽壳入口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180度，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然对流，空气最终从屏蔽壳顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的非能动安全壳冷却系统水贮存箱(Passive Containment Cooling System Water Storage Tank，PCCWST)，箱内水依靠重力向下流，在钢制安全壳弧顶和壳壁外侧形成一层水膜。72小时以后，由外电源驱动循环泵，从非能动安全壳冷却系统辅助水箱(PCCAWST)向水贮存箱(PCCWST)补水。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启，由钢安全壳外部的水膜蒸发和空气自然对流导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

在AP1000非能动安全壳冷却系统设计中，事故后非能动安全壳冷却水箱对钢制安全壳外壁面实施冷却喷淋，钢制安全壳外壁面建立一层水膜，利用水膜的蒸发和对流进行热量移除。

该冷却方式存在以下四个缺点：

①安全壳内往往在事故初期达到压力峰值，即事故初期是最需要得到有效冷却的时段，而基于实验得到的建立水膜的延迟时间长达337秒，换热的及时性不足；并且，根据西屋公司的实验，水膜建立的覆盖率、排热能力至今未得到充分的验证；

②液膜与钢制安全壳的对流换热效率较低；

③液膜在钢制安全壳外表面若不能完全蒸发，将沿垂直方向下流至钢制安全壳底部，被直接排除掉，这些没有完全蒸发的液体没有完全吸收热量，从而导致了冷却水的浪费；

④液膜不能覆盖100％钢制安全壳外表面，如果增大喷淋流量、可以增大液膜覆盖率，但是增大喷淋流量可将致更多的浪费。

此外，在AP1000非能动安全壳冷却系统设计中，事故后依靠非能动安全壳冷却水箱内低温水对钢制安全壳外壁面实施喷淋冷却，但此水箱的水容积仅满足72小时功能需求(安全壳结构不足以承担更大负荷)。而在极端自然灾害情况下，诸如福岛核事故情形下，在很长时间内(＞72小时)完全丧失厂内外交流电源，当PCCWST的水箱排空之后，没有动力源驱动再循环泵向其补水。如果只依靠空气对流的方式在安全壳外壁面冷却，不足以排出堆内余热，安全壳内高压会造成安全壳破裂，会造成事故后果急剧恶化。

还有，AP1000的安全壳顶部承载巨大水贮存箱(2864m³)，强地震、海嘨、龙卷风等极端事件很可能导致结构破坏并丧失安全功能，2011年AP1000由于安全壳结构强度和稳定性问题而未能通过英国的安全评审。

俄罗斯KLT-40S的非能动安全壳冷却系统，该系统主要设备包括：安全壳内换热器，安全壳外冷却水箱、管道与阀门。

事故后，安全壳内高温高压水蒸气在安全壳内换热器换热管表面冷凝，将热量传递给管内流体，管内流体流向安全壳外冷却水箱，安全壳外冷却水箱的低温水流入安全壳内换热器，整个回路中的流动由自然循环驱动，无需外部驱动力。俄罗斯KLT-40S的非能动安全壳冷却系统的缺点是安全壳外冷却水箱放置于高位才能实现自然循环，处于高位的冷却水箱特别重，从而对构筑物的支撑造成挑战；并且，冷却水箱处于高位，补水难以实现；还有，因为自然循环驱动力较弱，流体流量较低，冷却的效果不是很好。

发明内容

为解决上述技术问题，本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，具有良好的冷却能力，并且冷却水箱的补水容易实现，而且消除了安全壳结构强度和稳定性的隐患。

本发明提供的一种一种非能动安全壳冷却系统，包括：安全壳、冷却水箱、多根热管；

所述安全壳为密封罐状，其内部设置有凹坑，且所述安全壳内布置有反应堆主设备；

所述凹坑的上方设置有反应堆一回路和二回路，所述凹坑用于存储反应堆一回路或者二回路破裂所释放的液体水；

所述冷却水箱设置在所述安全壳外部的地面上，且所述冷却水箱的水面高度不低于所述安全壳内凹坑的最大水面高度；

每一根热管均包含有蒸发段和冷凝段，且每一根热管的蒸发段设置于所述凹坑中，且每一根热管的冷凝段设置于所述冷却水箱中。

优选地，所述反应堆主设备包含有反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器；

所述反应堆压力容器设置在所述凹坑中，所述蒸汽发生器和所述稳压器位于所述凹坑的上方。

优选地，所述安全壳的材料为不锈钢或者混泥土。

优选地，当所述安全壳的材料为不锈钢时，在所述安全壳的外侧还套设有混泥土屏蔽层，且所述混泥土屏蔽层的顶部设有开孔。

优选地，所述冷却水箱为绕所述安全壳外侧一圈的环形一体化水箱，或者为至少两个独立水箱。

优选地，所述热管包含有两端封闭的管壳以及固定在所述管壳内侧壁上的吸液芯，所述吸液芯中设有液体工作介质；

所述热管在其长度方向上划分为蒸发段和冷凝段，以及位于所述蒸发段和所述冷凝段之间的绝热段，所述管壳的蒸发段外侧和冷凝段外侧均设置有翅片。

优选地，所述液体工作介质为液钠或者液钾。

优选地，所述管壳为不锈钢材质的圆柱形管壳。

实施本发明，具有如下有益效果：首先，本发明中采用热管进行换热，其换热效率很高、换热及时性也很好，毛细驱动力强劲，流动流量较大；其次，本发明中安全壳外冷却水箱位于地面上，没有动力源驱动(泵)的情况下也便于补水，这保证很长时间内(＞72小时)无需动力源仍能满足功能需求；还有，本发明中安全壳外冷却水箱置于地面，消除了安全壳结构强度和稳定性的隐患，增加安全壳水池的容量，提高了安全壳抵御极端事件的能力，从而提高了核电厂的安全性和可靠性；此外，本发明中热管为相对独立单元，如果其中一个损坏可快速维修或堵管，不影响系统整体，因此具有运维方面、灵活的特点。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是背景技术中的非能动安全壳冷却系统示意图

图2是本发明提供的非能动安全壳冷却系统的示意图。

图3是本发明提供的非能动安全壳冷却系统中热管的示意图。

具体实施方式

本发明提供一种非能动安全壳冷却系统，该冷却系统用于核电厂中，如图2所示，该冷却系统包括：安全壳1、冷却水箱5、多根热管6。

安全壳1为密封罐状，安全壳1的内部的底部设置有凹坑9(也称之为地坑)，且安全壳1内布置有反应堆主设备，凹坑9的上方设置有反应堆一回路和二回路，凹坑9用于存储反应堆一回路或者二回路破裂所释放的液体水。反应堆主设备包含有反应堆压力容器2、蒸汽发生器3和稳压器4。优选地，安全壳1固定在地面上，其内部的凹坑9为金属材料所形成的凹坑，上述所说的反应堆均为核反应堆。

安全壳1的主要功能为在事故后，包容反应堆释放出来的质量和能量(水蒸气)，并包容放射性物质，避免其向大气环境进行无法控制的排放。

在反应堆发生一回路或者二回路破裂之后，一回路或者二回路的水会释放到安全壳1中，并进一步回流至安全壳1内底部的凹坑9，即凹坑9中将充水。

冷却水箱5设置在安全壳1外部的地面上，且冷却水箱5装有水，冷却水箱5的水面高度不低于安全壳1内凹坑9的最大水面高度，凹坑9的最大水面高度也即是凹坑9装满水时对应的水面高度。

冷却水箱5为绕安全壳1外侧一圈的环形一体化水箱，或者为至少两个间隔分布的独立水箱(即非一体化水箱)，独立水箱的形状不限，布置于方便布置的区域。

每一根热管6均包含有蒸发段和冷凝段，且每一根热管6的蒸发段设置于凹坑9中，当凹坑9中装有水时，蒸发段位于凹坑9的水中，且每一根热管6的冷凝段设置于冷却水箱5中。

反应堆压力容器2设置在凹坑9中，蒸汽发生器3和稳压器4位于凹坑9的上方。

进一步地，安全壳1的材料为不锈钢或者混泥土。

当安全壳1的材料为不锈钢时，在安全壳1的外侧还套设有混泥土屏蔽层7，安全壳1与混泥土屏蔽层7之间设有间隙，且混泥土屏蔽层7的顶部设有开孔71，开孔71位于安全壳1的上方。混凝土屏蔽层的主要作用是：抵抗外部撞击、屏蔽放射性。

如图3所示，热管6包含有两端封闭的管壳61以及固定在管壳61内侧壁上的吸液芯62，吸液芯62中设有液体工作介质。这里的液体工作介质为液钠或者液钾，管壳61为不锈钢材质的圆形管壳。吸液芯62为一层多孔吸液结构。

热管6在其长度方向上划分为蒸发段和冷凝段，以及位于蒸发段和冷凝段之间的绝热段，管壳61的蒸发段外侧和冷凝段外侧均设置有翅片，而管壳61的绝热段则不设置有翅片，翅片的导热性较强，通过增加翅片可以增加管壳61的蒸发段和冷凝段的换热面积。

热管6可以水平放置，多个热管6可在安全壳1周边均匀布置，也可进一步优化放置方式和布置。每个热管6都是单一的封闭单元。

热管6通过吸液芯62内液体工作介质的相变进行高效传热，液体工作介质在热管6蒸发段吸液芯62内吸收热量而汽化，蒸汽在热管6中心蒸汽通道内流向冷凝段放出热量，冷凝成液体，液体工作介质通过多孔吸液芯62内毛细力的作用流回蒸发段。如此循环反复，热量从热管6的蒸发段传至冷凝段。

热管6是依靠自身内部液体工作介质的相变来实现传热的传热元件，具有很高的导热性、优良的等温性、远距离传输等优点，加上自重轻、无运动部件、基本上不需要维修、环境适应性好等特点。

本发明提供的冷却系统发挥的作用是处理应急情况，主要是反应堆一回路、二回路发生破口的情况，此时一回路、二回路中高温高压水喷泄到安全壳1中，由于安全壳1中是低压环境，高温高压环境下，液体水迅速闪蒸变成蒸汽，从而导致安全壳1内压力升高，如果不能及时冷却安全壳1中的蒸汽，安全壳1内压力进一步升高可能导致安全壳1破裂，从而造成反应堆含放射性的介质释放到安全壳1外，这样会造成恶劣的事故后果。

当反应堆一回路、二回路发生破口的情况时，安全壳1内会充满高温高压的蒸汽，本发明提供的冷却系统将自动启动。对于热管6而言，只要其蒸发段和冷却段存在温差，蒸发和冷却就会自动执行。安全壳1内高温高压的蒸汽在热管6蒸发段外壁面冷凝，同时将热管6内的液钠或者液钾蒸发为蒸汽态，金属蒸汽横向流动，流向冷凝段，在冷凝段被安全壳1外冷却水箱5冷却，金属蒸汽被冷凝成液态金属，液态金属通过多孔吸液芯62内毛细力的作用流回蒸发段。如此循环反复，热量从热管6的蒸发段传至冷凝段。

在热管6稳定运行之后，安全壳1内水蒸气逐渐被冷凝，因此安全壳1内压力逐渐下降。

安全壳1外冷却水箱5中水逐渐被加热至饱和状态，水不断蒸发，如果水位下降至热管6的标准高度，热管6将会裸露，此时可考虑对安全壳1外的冷却水箱5补水。

综上所述，本发明提供的冷却系统具有如下优点：

1)本发明为全非能动安全系统，即无需任何动力源驱动(泵)也可以实现保证核电厂安全的功能，本发明充分利用了热管中自然毛细力、冷却剂的蒸发和冷凝等自然现象。

2)本发明中采用钠热管或者钾热管，其换热效率很高、换热及时性也很好，毛细驱动力强劲，流动流量较大；

3)本发明中安全壳1外冷却水箱5位于地处，没有动力源驱动(泵)的情况下也便于补水，这保证很长时间内(＞72小时)无需动力源仍能满足功能需求；

4)本发明中安全壳1外冷却水箱5置于地面，不依靠安全壳承受起重量，消除了安全壳1结构强度和稳定性的隐患，增加安全壳1水池的容量，提高了安全壳1抵御极端事件的能力，从而提高了核电厂的安全性和可靠性；

5)本发明中热管6为相对独立单元，如果其中一个损坏可快速维修或堵管，不影响系统整体，因此具有运维方面、灵活的特点。

以上内容是结合具体的优选实施方式对本发明所作的进一步详细说明，不能认定本发明的具体实施只局限于这些说明。对于本发明所属技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干简单推演或替换，都应当视为属于本发明的保护范围。

Claims (8)

1.一种非能动安全壳冷却系统，其特征在于，包括：安全壳、冷却水箱、多根热管；

所述安全壳为密封罐状，其内部设置有凹坑，且所述安全壳内布置有反应堆主设备；

所述凹坑的上方设置有反应堆一回路和二回路，所述凹坑用于存储反应堆一回路或者二回路破裂所释放的液体水；

所述冷却水箱设置在所述安全壳外部的地面上，且所述冷却水箱的水面高度不低于所述安全壳内凹坑的最大水面高度；

每一根热管均包含有蒸发段和冷凝段，且每一根热管的蒸发段设置于所述凹坑中，且每一根热管的冷凝段设置于所述冷却水箱中。

2.根据权利要求1所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述反应堆主设备包含有反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器；

所述反应堆压力容器设置在所述凹坑中，所述蒸汽发生器和所述稳压器位于所述凹坑的上方。

3.根据权利要求1所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述安全壳的材料为不锈钢或者混泥土。

4.根据权利要求3所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，当所述安全壳的材料为不锈钢时，在所述安全壳的外侧还套设有混泥土屏蔽层，且所述混泥土屏蔽层的顶部设有开孔。

5.根据权利要求1所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述冷却水箱为绕所述安全壳外侧一圈的环形一体化水箱，或者为至少两个独立水箱。

6.根据权利要求1所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管包含有两端封闭的管壳以及固定在所述管壳内侧壁上的吸液芯，所述吸液芯中设有液体工作介质；

所述热管在其长度方向上划分为蒸发段和冷凝段，以及位于所述蒸发段和所述冷凝段之间的绝热段，所述管壳的蒸发段外侧和冷凝段外侧均设置有翅片。

7.根据权利要求6所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述液体工作介质为液钠或者液钾。

8.根据权利要求6所述的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述管壳为不锈钢材质的圆柱形管壳。