CN109585044B - 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 - Google Patents
一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN109585044B CN109585044B CN201811550081.7A CN201811550081A CN109585044B CN 109585044 B CN109585044 B CN 109585044B CN 201811550081 A CN201811550081 A CN 201811550081A CN 109585044 B CN109585044 B CN 109585044B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- cooling water
- containment
- water
- cooling
- nuclear power
- 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.)
- Active
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims abstract description 39
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims abstract description 89
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 74
- 230000007774 longterm Effects 0.000 claims abstract description 23
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims abstract description 13
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 15
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 15
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 8
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims description 7
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 claims description 6
- 239000003657 drainage water Substances 0.000 claims description 3
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 abstract description 6
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 5
- 239000011435 rock Substances 0.000 abstract description 5
- 230000005484 gravity Effects 0.000 abstract description 2
- 238000003911 water pollution Methods 0.000 abstract description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 5
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 2
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 238000004873 anchoring Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000003904 radioactive pollution Methods 0.000 description 1
- 230000004044 response Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/12—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from pressure vessel; from containment vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/002—Detection of leaks
-
- 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
本发明涉及一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统。该冷却系统，包括冷却水源、冷却水管和排水管，利用应急冷却水源和长期冷却水源，分别可实现事故工况下大流量的用水需求和事故中后期的长期冷却小流量用水需求，并将应急冷却水源和长期冷却水源位置标高设计为高于安全壳顶部标高，即使在全厂断电工况下，系统依然可以利用重力实现安全壳的非能动冷却，确保安全壳事故工况下不超压；冷却水管进水口处与出水口处均设置有放射性检测设备，可根据放射性检测信号位置确定放射性物质来源。当检测到放射性物质时，可迅速关闭洞室型安全壳非能动冷却系统，防止放射性造成进一步冷却水污染，避免冷却水进入周围岩体中污染地下水。
Description
技术领域
本发明涉及核电技术，尤其是涉及一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统。
背景技术
随着世界核能技术应用的发展，核设施的安全性要求越来越高，公众对核设施建设的表决权也越来越高。这就需要从技术上提高核设施的固有安全性，降低极端事故下放射性向环境中大规模释放的概率，保证人民群众的生命财产安全。
地下核电站将反应堆等带有放射性的装置置于地下，为核设施增加了除常规安全措施外的又一道固有安全屏障——岩体屏障。利用地下洞室的岩体屏障的包容性，更利于放射性物质扩散的防控，更容易从设计上实现实际消除大量放射性物质释放的可能性。因此，地下核电站从设计上具备简化安全壳系统的可能性。地下核电站洞室型安全壳利用反应堆厂房洞室替代现有地面核电站安全壳，并利用钢衬里实现反应堆厂房洞室的密封性，实现放射性包容的功能。但与地面三代核电站相比，由于钢衬里外壁面紧贴洞室围岩衬砌，难以利用类似三代核电的非能动安全壳冷却系统对事故工况下的钢制安全壳外侧进行降温降压。
为实现地下核电站洞室型安全壳的冷却功能，以满足事故工况下为安全壳降温降压防止其密封失效的需求，需要针对地下核电站洞室型安全壳的特征专门设计安全壳冷却系统。部分设计提出潜热型地下核电站安全壳冷却系统，将雾化的液滴作为冷源喷入安全壳内，由于雾化后的液滴与安全壳内高温环境有了更大的接触面积，使得液滴气化从而使安全壳降温，并利用热交换器冷却带走安全壳内热量。但由于热交换器系统响应时间一般较长，当事故工况下将液滴喷入安全壳后，液滴迅速气化将导致安全壳内压力急剧增加，带来安全壳瞬时失效的风险。还有一部分设计采用非能动热管作为安全壳的冷源，但热管是利用工作溶剂的自然循环换热，一般作为长期低效的热交换器；若核电站安全事故时其换热效率很满足安全需求。因此，设计一种安全、高效、稳定的地下核电站安全壳冷却系统作为地下核电站专设安全设施是十分必要的。
发明内容
为解决以上问题，本发明提供了一种安全、高效、稳定的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，以满足地下洞室型安全壳在事故工况下的降温降压功能需求。
本发明采用的技术方案是：一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，包括提供冷却水的冷却水源、设置在安全壳钢衬里外侧壁面上冷却水管和与冷却水管排水口连通的排水管，其特征在于：所述冷却水源包括应急冷却水源和长期冷却水源，所述应急冷却水源所处水池底部标高高于地下洞室型安全壳顶部标高，且常年保持水装量，通过至少两段独立的主给水管与冷却水管相连；所述长期冷却水源为地下核电站洞室群疏排水系统中标高高于安全壳顶部标高的排水洞中的疏排水，通过至少两段独立长期给水管与冷却水管相连；所述排水管与地下核电站排水系统连通。
作为优选，所述冷却水管以网状或环绕状的方式均匀铺设在安全壳钢衬里外表面。
进一步的，所述冷却水管以串联加并联的混联方式连接设置。
更进一步的，所述主给水管和长期给水管的进水口处均设有电动阀和逆止阀。
更进一步的，所述冷却水管的进水口处和出水口处均设有放射性检测设备。
更进一步的，所述冷却水管管壁上设置有用于增强冷却水管承载力的加强筋条。
更进一步的，所述排水管进水口处设置有电动调节阀。
作为优选，所述应急冷却水源处设置有用于监测水位的水位监测系统和用于监测水质的水质检测系统。
本发明取得的有益效果是：
1)、本发明利用布置在洞室型安全壳钢衬里外表面的冷却水管将安全壳内温度传递给冷却水，通过调控冷却水流量、流速实现系统冷却能力的调节，优化换热，从而保证事故工况下的安全壳不因超温超压而失效，解决了地下核电站洞室型安全壳外的冷却功能；
2)、本发明利用应急冷却水源和长期冷却水源，分别可实现事故工况下大流量的用水需求和事故中后期的长期冷却小流量用水需求，并将应急冷却水源和长期冷却水源位置标高设计为高于安全壳顶部标高，即使在全厂断电工况下，系统依然可以利用重力实现安全壳的非能动冷却，确保安全壳事故工况下不超压；
3)、本发明中冷却水管进水口处与出水口处均设置有放射性检测设备，可根据放射性检测信号位置确定放射性物质是由水源而来还是由于安全壳钢衬里及冷却水管开裂导致的放射性泄漏。当检测到放射性物质时，可迅速关闭洞室型安全壳非能动冷却系统，防止放射性造成进一步冷却水污染，避免冷却水进入周围岩体中污染地下水；
4)、本发明中排水管冷却水进水口处设置有电动调节阀可满足安全壳低冷却需求时的蓄水冷却，从而减小所需用水量。
附图说明
图1为本发明的结构示意图；
图中：1A、应急冷却水源；1B、长期冷却水源2A、主给水管；2B、长期给水管；3、冷却水管；3A、加强筋条；4、排水管；4A、电动调节阀；5A、电动阀；5B、逆止阀；6A、水位监测系统及水质检测系统；6B、放射性检测设备；7、安全壳钢衬里；8、地下核电站排水系统；9、地下核电站洞室群疏排水系统；9A、排水洞；10、锚杆。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明作更进一步的说明。
如图1所示，本发明的一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，包括冷却水源、给水管、冷却水管3、排水管4及各部件中相关的控制系统和检测系统等。冷却水源的冷却水沿着给水管到达冷却水管3；冷却水管3位于安全壳钢衬里7外侧壁面上，并与钢衬里7外壁有一定的接触面积；冷却水在冷却水管3中流动时能够通过对流、导热等常见的传热方式将安全壳内的热量带走，以降低安全壳内部温度，从而降低安全壳内压力；升温后的冷却水通过排水管4排放至地下核电站排水系统8。
本实施例中，冷却水源包括应急冷却水源1A和长期冷却水源1B，应急冷却水源1A所处水池底部标高应高于地下洞室型安全壳顶部标高，应急冷却水源1A设置有水位监测系统及水质检测系统6A；应急冷却水源1A应常年保持一定的水装量。长期冷却水源1B为地下核电站洞室群疏排水系统9中标高高于安全壳顶部标高的排水洞9A中的疏排水；疏排水通过汇集、过滤处理等必要的措施后，可由长期给水管2B并入主给水管2A，从而进入冷却水管3以冷却安全壳。
本实施例中，给水管至少包括两段主给水管2A和两段长期给水管2B等；两段主给水管2A是两段互为冗余备用的独立给水管线，主给水管2A进水口处设置阀门组，包括电动阀5A和逆止阀5B；两段长期给水管2B互为冗余备用的独立给水管线，分别通过三通管件接入两根主给水管2A中；长期给水管2B入口设置阀门组，包括电动阀5A和逆止阀5B；主给水管2A接入冷却水管3中。
本实施例中，冷却水管3以网状、环绕状或其他方式铺设在洞室型安全壳钢衬里7外表面锚杆10之间，处于压力容器法兰口标高以上部分，冷却水管3为串联加并联的混联方式连接设置，以满足多条冷却水通路的功能，防止局部冷却水管3堵塞造成整条冷却水管3冷却功能丧失；冷却水管3固定在钢衬里7外表面并保证两者有一定的接触面积，以满足换热需求；冷却水管3进水口处与出水口处均设置有放射性检测设备6B，以确定冷却水是否携带放射性并确定放射性污染源的位置；冷却水管设置有加强筋条3A，增强冷却水管承载力防止洞室衬砌9挤压力致使其流水截面积减小。
排水管4进水口与冷却水管3出水口相连，出水口连接地下核电站排水系统8；排水管4进水口处设置有电动调节阀4A，可根据所需冷却效果调节水流量。当安全壳所需冷却能力较小时，可间隔地关闭电动调节阀5A，此时冷却水管内会逐步充满冷却水，待冷却水升温带走安全壳热量后可打开阀门排走热水，并再次关闭电动调节阀5A进行蓄水冷却。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要结构特征。本发明不受上述实例的限制，在不脱离本发明精神和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入要求保护的本发明的范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其等效物界定。
Claims (8)
1.一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，包括提供冷却水的冷却水源、设置在安全壳钢衬里(7)外侧壁面上冷却水管(3)和与冷却水管(3)排水口连通的排水管(4)，其特征在于：所述冷却水源包括应急冷却水源(1A)和长期冷却水源(1B)，所述应急冷却水源(1A)所处水池底部标高高于地下洞室型安全壳顶部标高，且常年保持水装量，通过至少两段独立的主给水管(2A)与冷却水管(3)相连；所述长期冷却水源(1B)为地下核电站洞室群疏排水系统(9)中标高高于安全壳顶部标高的排水洞(9A)中的疏排水，通过至少两段独立长期给水管(2B)与冷却水管(3)相连；所述排水管(4)与地下核电站排水系统(8)连通。
2.根据权利要求1所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述冷却水管(3)以网状或环绕状的方式均匀铺设在安全壳钢衬里(7)外表面。
3.根据权利要求1或2所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述冷却水管(3)以串联加并联的混联方式连接设置。
4.根据权利要求3所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述主给水管(2A)和长期给水管(2B)的进水口处均设有电动阀(5A)和逆止阀(5B)。
5.根据权利要求3所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述冷却水管(3)的进水口处和出水口处均设有放射性检测设备(6B)。
6.根据权利要求3所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述冷却水管(3)管壁上设置有用于增强冷却水管承载力的加强筋条(3A)。
7.根据权利要求3所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述排水管(4)进水口处设置有电动调节阀(4A)。
8.根据权利要求1所述的地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统，其特征在于：所述应急冷却水源(1A)处设置有用于监测水位的水位监测系统和用于监测水质的水质检测系统。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201811550081.7A CN109585044B (zh) | 2018-12-18 | 2018-12-18 | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN201811550081.7A CN109585044B (zh) | 2018-12-18 | 2018-12-18 | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN109585044A CN109585044A (zh) | 2019-04-05 |
| CN109585044B true CN109585044B (zh) | 2024-04-12 |
Family
ID=65930788
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN201811550081.7A Active CN109585044B (zh) | 2018-12-18 | 2018-12-18 | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN109585044B (zh) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110176318B (zh) * | 2019-05-16 | 2020-10-20 | 岭澳核电有限公司 | 百万千瓦级核电站冷却水源异常应急处理系统及方法 |
| CN110580958B (zh) * | 2019-09-06 | 2024-04-12 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统 |
| CN114017294B (zh) * | 2021-10-29 | 2024-03-26 | 山东核电有限公司 | 一种核电厂仪用压缩空气冷却系统及方法 |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104167230A (zh) * | 2014-07-30 | 2014-11-26 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动混凝土安全壳冷却系统 |
| CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
| CN104464846A (zh) * | 2014-12-03 | 2015-03-25 | 中广核工程有限公司 | 核电厂非能动高位应急冷却给水系统 |
| CN104751910A (zh) * | 2013-12-31 | 2015-07-01 | 中国广核集团有限公司 | 核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统 |
| KR101540671B1 (ko) * | 2014-04-15 | 2015-07-31 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
| CN104934078A (zh) * | 2015-05-11 | 2015-09-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种保持冷却水动态循环的非能动安全壳冷却系统 |
| CN105427910A (zh) * | 2015-12-28 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统 |
| CN106104701A (zh) * | 2014-07-24 | 2016-11-09 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统 |
| CN209591542U (zh) * | 2018-12-18 | 2019-11-05 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
-
2018
- 2018-12-18 CN CN201811550081.7A patent/CN109585044B/zh active Active
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN104751910A (zh) * | 2013-12-31 | 2015-07-01 | 中国广核集团有限公司 | 核电站事故工况下安全壳应急喷淋冷却系统 |
| KR101540671B1 (ko) * | 2014-04-15 | 2015-07-31 | 한국원자력연구원 | 피동격납부냉각계통 및 이를 구비하는 원전 |
| CN106104701A (zh) * | 2014-07-24 | 2016-11-09 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却系统及安全壳与反应堆压力容器联合冷却系统 |
| CN104167230A (zh) * | 2014-07-30 | 2014-11-26 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动混凝土安全壳冷却系统 |
| CN104361914A (zh) * | 2014-11-19 | 2015-02-18 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动安全冷却系统 |
| CN104464846A (zh) * | 2014-12-03 | 2015-03-25 | 中广核工程有限公司 | 核电厂非能动高位应急冷却给水系统 |
| CN104934078A (zh) * | 2015-05-11 | 2015-09-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种保持冷却水动态循环的非能动安全壳冷却系统 |
| CN105427910A (zh) * | 2015-12-28 | 2016-03-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于山体深埋式核电站的集成冷却水源系统 |
| CN209591542U (zh) * | 2018-12-18 | 2019-11-05 | 长江勘测规划设计研究有限责任公司 | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN109585044A (zh) | 2019-04-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN109585044B (zh) | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 | |
| CA2954136C (en) | Containment cooling system and containment and reactor pressure vessel joint cooling system | |
| CN202887748U (zh) | 一种应对全厂断电事故的非能动排热装置 | |
| CN101719386B (zh) | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 | |
| CN104103325B (zh) | 一种长期非能动安全壳热量导出系统 | |
| CN103903657B (zh) | 核电厂非能动最终热阱冷却系统及方法 | |
| CN103440891B (zh) | 乏燃料水池非能动补水喷淋系统 | |
| CN107393605A (zh) | 一种模块化小型核反应堆的非能动空气冷却装置及方法 | |
| CN100578682C (zh) | 反应堆非能动专设安全设施 | |
| CN102332313A (zh) | 高温气冷堆非能动余热排出系统 | |
| CN109339849A (zh) | 一种多水平深井降温及地热利用系统及工艺 | |
| CN109461506B (zh) | 一种泳池式区域低温供热堆 | |
| CN109190229B (zh) | 一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法 | |
| WO2014048290A1 (zh) | 一种能动与非能动相结合的堆腔注水冷却系统 | |
| CN104919531A (zh) | 用于冷却核反应堆堆芯的被动系统 | |
| CN102881342A (zh) | 一种能动与非能动相结合的安全壳排热装置 | |
| CN106653107A (zh) | 一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统 | |
| CN205656860U (zh) | 低温核供热堆堆芯余热非能动排出系统 | |
| CN107093473B (zh) | 一种核反应堆用余热排出系统 | |
| CN210271804U (zh) | 一种注水式铅铋快堆应急余热排出系统 | |
| CN205541969U (zh) | 压水堆非能动保护系统以及压差自力阀 | |
| CN105788689A (zh) | 一种低温井式核供热堆供热系统 | |
| CN113593733A (zh) | 一种非能动钢制安全壳热量导出系统 | |
| KR20140133291A (ko) | 피동안전설비 및 이를 구비하는 원전 | |
| CN209591542U (zh) | 一种地下核电站洞室型安全壳非能动冷却系统 |
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 |