CN110289110A - 一种核动力船舶安全壳排热系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核动力船舶安全壳排热系统，包括供水装置、喷淋支路、喷淋头、冷却支路、冷却器和冷却回流支路；所述供水装置设于安全壳的外部，供水装置的出口与喷淋支路的入口连通，喷淋支路穿入安全壳，与设于安全壳顶部的喷淋头连通；所述供水装置的出口与冷却支路的入口连通，冷却支路穿入安全壳内与冷却器的入口连通，冷却器的出口通过冷却回流支路与供水装置的入口连通。本发明的有益效果为：本发明配置安全壳冷却器、喷淋两种排热方式，事故后操作员可以根据不同的事故类型、安全壳内温度压力状态等采用不同的排热方式，两种方式可以切换，减小了对安全壳内设备的影响，提高了排热系统的机动性，能够实现事故后安全壳环境长期排热。

Description

一种核动力船舶安全壳排热系统
技术领域
本发明属于核动力船舶(包括海上浮动核电站、核动力破冰船等)安全壳(堆舱)环境压力与温度控制领域，具体涉及一种核动力船舶安全壳排热系统。
背景技术
当核动力系统安全壳内的管道发生破口事故后，从破口处喷射出的高温、高压、高放射性冷却剂或高温蒸汽会快速释放到至安全壳内；同时，安全壳环境中的空气由于受热而迅速膨胀，两者的共同作用将导致安全壳内环境压力上升。一旦安全壳环境压力超过其设计承压能力，将导致安全壳发生超压破裂事故，引起放射性物质外泄，损害人员的健康，并且对环境造成污染。因此，在核动力系统发生破口事故后，必须及时采取有效措施，持续排出安全壳环境热量，降低安全壳环境的温度和压力，确保安全壳结构的完整性。
目前，核电厂及核动力船舶领域采用的安全壳排热系统方案主要分为以下几类：(1)设置喷淋泵，通过喷淋泵驱动喷淋水对安全壳内部空间进行喷淋，降低安全壳温度压力，如大亚湾核电站。由于核动力船舶安全壳内有大量设备，对于安全壳内管道的小破口事故，如果事故后能够找出破口位置并及时隔离，核动力系统可以继续运行，但是喷淋启动后会对安全壳内设备的功能造成较大影响。(2)通过设置混凝土安全壳及金属安全壳双层安全壳，依靠金属安全壳壁面导热作用、混凝土安全壳与金属安全壳之间流道内的空气自然对流，通过两者的联合作用将热量排出，如美国AP1000核电站等。对于核动力船舶而言，难以具备类似AP1000核电站的安全壳外部冷却条件。(3)通过设置非能动自然循环回路及高位水箱，将热量传递至安全壳外部水箱，依靠水箱内的存储水的沸腾蒸发将热量排出，如俄罗斯的核动力破冰船KLT-40核动力系统、华龙一号核电站等。该技术方案的排热容量取决于水箱的储水量，而水箱容量过大，并且安全壳内冷却器的尺寸较大，船总体将为此付出较大的空间及重量代价，且仍然无法达到长期排热的目的。
发明内容
本发明的目的在于，针对现有技术的不足，提供一种响应迅速、安全可靠的核动力船舶安全壳排热系统。
本发明采用的技术方案为：一种核动力船舶安全壳排热系统，包括供水装置、喷淋支路、喷淋头、冷却支路、冷却器和冷却回流支路；所述供水装置设于安全壳的外部，供水装置的出口与喷淋支路的入口连通，喷淋支路穿入安全壳，与设于安全壳顶部的喷淋头连通；所述供水装置的出口与冷却支路的入口连通，冷却支路穿入安全壳内与冷却器的入口连通，冷却器的出口通过冷却回流支路与供水装置的入口连通。
按上述方案，所述供水装置包括水箱，以及与水箱出口连通的供水管路，供水管路的出口分别与喷淋支路和冷却支路连接。在供水管路上自入口至出口依次布置有水箱隔离阀、排热泵和止回阀。
按上述方案，所述水箱隔离阀与排热泵之间的管路上设海水换热器，排热泵的入口与海水换热器的冷源出口连通。
按上述方案，所述水箱顶部设有排汽阀。
按上述方案，所述排热系统还包括与供水管路连通的再循环管路，再循环管路自入口至出口依次配置有再循环过滤器、分别位于安全壳内外两侧的两个再循环隔离阀，以及再循环管路开关阀；所述再循环过滤器设于安全壳内，再循环过滤器与安全壳地坑连通。
按上述方案，所述冷却器为列管式换热器，冷却水在换热器管内部流通，换热器管外为安全壳内大气环境。
按上述方案，在安全壳内外两侧的喷淋支路上各设喷淋隔离阀。
按上述方案，在安全壳内外侧的冷却支路上各设一个冷却器入口隔离阀。
按上述方案，在安全壳内外侧的冷却回流支路上各设一个冷却器出口隔离阀。
本发明的有益效果为：
1、本发明配置安全壳冷却器、喷淋两种排热方式，事故后操作员可以根据不同的事故类型、安全壳内温度压力状态等采用不同的排热方式，两种方式可以切换，减小了对安全壳内设备的影响，提高了排热系统的机动性，能够实现事故后安全壳环境长期排热，保障各种工况下安全壳的热量导出，降低安全壳环境压力，确保安全壳结构维持完整性，避免发生放射性物质泄漏事故：如果事故后安全壳内质能释放持续时间短或质能释放量较小，可以采用安全壳冷却器进行排热，如果事故质能释放大、时间长，可以采用喷淋及后期的再循环方式进行排热；
2、本发明中安全壳冷却器、喷淋两种排热方式集成安装，简化系统配置，减少了安全级水箱数量，同时能够减少了阀门数量，节约船上空间资源；
3、本发明中的安全壳排热泵可以驱动冷却水通过安全壳冷却器排出安全壳内热量，传热不传质，不会对安全壳内设备造成影响；
4、本发明中水箱顶部设排汽阀，返回水中的蒸汽可以通过排汽阀排出，有效防止水箱内部压力过高。
附图说明
图1为本发明一个具体实施例的结构示意图。
其中：1、排热泵；2、止回阀；3、冷却器入口隔离阀；4、冷却器；5、冷却器出口隔离阀；6、水箱排汽阀；7、水箱隔离阀；8、再循环管路开关阀；9、再循环管路隔离阀；10、再循环过滤器；11、喷淋隔离阀；12、喷淋头；13、安全壳；14、水箱；15、海水换热器。
具体实施方式
为了更好地理解本发明，下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步地描述。
如图1所示的一种核动力船舶安全壳排热系统，包括供水装置、喷淋支路、喷淋头12、冷却支路、冷却器4和冷却回流支路；所述供水装置设于安全壳13的外部，供水装置的出口与喷淋支路的入口连通，喷淋支路穿入安全壳13，与设于安全壳13顶部的喷淋头12连通；在安全壳13内外两侧的喷淋支路上各设一个喷淋隔离阀11；所述供水装置的出口与冷却支路的入口连通，冷却支路穿入安全壳13内与冷却器4的入口连通，冷却器4的出口通过冷却回流支路与供水装置的入口连通；在安全壳13内外侧的冷却支路上各设一个冷却器入口隔离阀3，在安全壳13内外侧的冷却回流支路上各设一个冷却器出口隔离阀5。
本发明中，所述供水装置包括水箱14，以及与水箱14出口连通的供水管路，供水管路的出口分别与喷淋支路和冷却支路连接。在供水管路上自入口至出口依次布置有水箱隔离阀7、排热泵1和止回阀2。优选地，所述水箱14顶部设有排汽阀。所述水箱隔离阀7与排热泵1之间的管路上设海水换热器15。
本发明中，所述排热系统还包括与供水管路连通的再循环管路，再循环管路自入口至出口依次配置有再循环过滤器10、分别位于安全壳13内外两侧的两个再循环隔离阀，以及再循环管路开关阀8；所述再循环过滤器10设于安全壳13内，再循环过滤器10与安全壳13地坑连通，安全壳13地坑位于喷淋头12的下方(附图未示出)。本实施例中，排热泵1的吸入端水源包括水箱14和安全壳13地坑，排热泵1可同时从两个吸入端水源取水。
本发明中，所述冷却器4为列管式换热器，冷却水在换热器管内部流通，换热器管外为安全壳13内大气环境。
本发明的工作原理为：
系统的初始状态时，水箱14中充满水，水箱隔离阀7、水箱排汽阀6、冷却器出口隔离阀5均处于开启状态，其他阀件处于关闭状态。当核动力系统安全壳13内发生质能释放事故后，安全壳13内温度和压力升高，操作员根据安全壳13内温度压力值以及参数变化情况，启动安全壳13排热系统。
若安全壳13内压力值距离安全限值有一定距离或压力上升缓慢，操作员可开启冷却器入口隔离阀3和排热泵1。排热泵1将水箱14中的水输送到冷却器4内，与冷却器4外的大气环境(具体为安全壳13内的大气环境)热交换，带走安全壳13中的热量；被加热后的冷却水经冷却回流支路回流至到水箱14中。加热后返回水箱14的冷却水可能携带蒸汽，蒸汽经水箱14顶部的排汽阀排出，防止水箱14超压；水箱14内温度升高，水箱14中上部留有气空间，用于吸收水箱14中水升温后体积波动，防止水溢出；当水箱14内的水温度升高后，启动海水换热器15侧的冷却海水供应，降低安全壳13冷却水温度。
若事故后安全壳13内压力上升速度较快，需开启或切换到喷淋支路。排热泵1将冷却水通过喷淋头12喷入安全壳13内，喷淋水直接与安全壳13内蒸汽接触，将其冷凝，降低安全壳13内压力。
在安全壳13排热系统运行过程中，操作人员可以根据安全壳13内压力、压力变化情况，通过冷却器入口隔离阀3和喷淋隔离阀11等的开关实现不同排热方式的切换。
当水箱14水位较低时，可以开启再循环管路隔离阀9，关闭水箱隔离阀7。安全壳13地坑内的水经过过滤器、海水换热器15后对安全壳13进行再循环喷淋，能够实现安全壳13的长期冷却。
以上所述为本发明的较佳实施例而已，但本发明不应该局限于该实施例和附图所公开的内容。所以凡是不脱离本发明所公开的精神下完成的等效或修改，都落入本发明保护的范围。

Claims (9)

1.一种核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，包括供水装置、喷淋支路、喷淋头、冷却支路、冷却器和冷却回流支路；所述供水装置设于安全壳的外部，供水装置的出口与喷淋支路的入口连通，喷淋支路穿入安全壳，与设于安全壳顶部的喷淋头连通；所述供水装置的出口与冷却支路的入口连通，冷却支路穿入安全壳内与冷却器的入口连通，冷却器的出口通过冷却回流支路与供水装置的入口连通。
2.如权利要求1所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，所述供水装置包括水箱，以及与水箱出口连通的供水管路，供水管路的出口分别与喷淋支路和冷却支路连接。在供水管路上自入口至出口依次布置有水箱隔离阀、排热泵和止回阀。
3.如权利要求2所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，所述水箱隔离阀与排热泵之间的管路上设海水换热器，排热泵的入口与海水换热器的冷源出口连通。
4.如权利要求2所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，所述水箱顶部设有排汽阀。
5.如权利要求2所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，所述排热系统还包括与供水管路连通的再循环管路，再循环管路自入口至出口依次配置有再循环过滤器、分别位于安全壳内外两侧的两个再循环隔离阀，以及再循环管路开关阀；所述再循环过滤器设于安全壳内，再循环过滤器与安全壳地坑连通。
6.如权利要求1所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，所述冷却器为列管式换热器，冷却水在换热器管内部流通，换热器管外为安全壳内大气环境。
7.如权利要求1所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，在安全壳内外两侧的喷淋支路上各设喷淋隔离阀。
8.如权利要求1所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，在安全壳内外侧的冷却支路上各设一个冷却器入口隔离阀。
9.如权利要求1所述的核动力船舶安全壳排热系统，其特征在于，在安全壳内外侧的冷却回流支路上各设一个冷却器出口隔离阀。
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