CN110580958A - 地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及地下核电站技术领域，公开了一种地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，包括应急冷却水池和设置在安全壳钢衬里外侧壁面上的冷却管网，还包括分别与应急冷却水池和冷却管网连通的冷却水流量分配环管，冷却管网包括相连通的上部穹顶半球状管网和下部柱状管网，下部柱状管网的最下部环管通过排水管与地下核电站排水系统连通。本发明地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，安全、高效、稳定，确保在发生事故时，有效降低事故工况下洞室型安全壳内的温度和压力。
Description
技术领域
本发明涉及地下核电站技术领域，具体涉及一种地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统。
背景技术
地下核电站将反应堆等带有放射性的系统置于地下，为核设施增加了除常规安全措施外的又一道安全屏障——洞室围岩。与地面电站双层安全壳中外层混凝土安全壳作用相同，地下洞室围岩具有为内层钢制安全壳提供保护性屏障的作用，以免受外部事件(飓风、飞射物等)的影响，且洞室围岩层厚度更大，在适当的工程措施下可达到优于地面安全壳的密封性，更利于放射性物质包容。因此，地下核电站洞室型安全壳可利用反应堆厂房洞室加钢衬里替代现有地面核电站安全壳，从而大大降低地下核电站建设成本。此外，洞室型安全壳也具有外部事件影响小、承压能力强和放射性包容性好的特点，可作为最后一道放射性屏障提高地下核电站应对极端事故的能力。
在发生LOCA或安全壳内蒸汽管道破裂事故情况下，高温、高压的蒸汽喷放出来，使地下核电站洞室型安全壳内压力和温度升高。需要通过地下核电站安全壳冷却系统使安全壳内压力和温度降低到可接受的水平，确保安全壳的完整性。
常见地面核电站的安全壳冷却方式有安全壳内喷淋冷却和安全壳外液膜冷却两种方式。由于安全壳喷淋冷却方式中冷却水是以能动的方式参与循环冷却，能动部件可能出现的故障增加了安全壳喷淋系统失效的概率；其次冷却水直接与安全壳内放射性物质接触，导致事故中会产生大量的放射性污水，造成事故后的放射性污水处理任务繁重；再次，在系统的再循环喷淋阶段，系统从反应堆地坑中抽取的水含有放射性，提高了安全壳被意外旁路的可能性，不利于放射性物质的包容。安全壳外液膜冷却方式需要钢制安全壳与混凝土安全壳间有足够的冷却空间，而洞室型安全壳钢衬里外壁面需要锚定在其与洞室围岩间的大量的防渗层内，因此钢衬里外壁面紧贴外层洞室围岩，无法利用液膜方式冷却。因此，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。
目前，已有设计人员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。另外，部分设计方案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；核电站安全事故初期换热效率要求极高，热管式冷却方案很满足需求。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
本发明的目的就是针对上述技术的不足，提供一种地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，安全、高效、稳定，确保在发生事故时，有效降低事故工况下洞室型安全壳内的温度和压力。
为实现上述目的，本发明所设计的地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，包括应急冷却水池和设置在安全壳钢衬里外侧壁面上的冷却管网，还包括分别与所述应急冷却水池和所述冷却管网连通的冷却水流量分配环管，所述冷却管网包括相连通的上部穹顶半球状管网和下部柱状管网，所述下部柱状管网的最下部环管通过排水管与地下核电站排水系统连通。
优选地，所述冷却水流量分配环管包括两个独立的且具有100％流量分配能力的支管，所述支管的一端均与所述应急冷却水池的底部连通，所述支管的另一端通过至少两根独立并联的出水管与所述上部穹顶半球状管网的顶部周向环管连通，所述支管上沿水流方向依次设置有流量控制阀和止回阀，所述流量控制阀处于常关状态，通过所述冷却水流量分配环管将冷却水快速引入所述冷却管网，同时通过所述流量控制阀进行流量控制，并通过所述止回阀防止冷却水回流。
优选地，所述出水管与所述上部穹顶半球状管网顶部周向环管连通点位沿所述顶部周向环管平均分布，平衡降温能力。
优选地，所述上部穹顶半球状管网包括若干个布置在所述安全壳钢衬里穹顶外壁面上的第一周向冷却环管和若干个布置在两个相邻的所述第一周向冷却环管之间的径向冷却管，所述第一周向冷却环管与径向冷却管的交叉部位通过十字冷却管连接部件相互连通。
优选地，所述第一周向冷却环管在所述安全壳钢衬里穹顶外壁面以径向等距分布，所述径向冷却管沿所述第一周向冷却环管的圆周均匀分布，连通两个相邻的所述第一周向冷却环管的径向冷却管的数量随所在位置半径的增加而增大。
优选地，所述下部柱状管网包括若干个布置在所述安全壳钢衬里侧壁面的第二周向冷却环管和若干个布置在两个相邻的所述第二周向冷却环管之间的轴向冷却管，所述第二周向冷却环管与所述轴向冷却管的交叉部位通过工字冷却管连接部件相互连通。
优选地，所述第二周向冷却环管沿轴向由上至下间距逐渐增大，相邻的两层所述轴向冷却管的中心线互不对中，使冷却水更好地在所述下部柱状管网内流动，并增加流动路径。
优选地，所述应急冷却水池的底部标高大于所述安全壳穹顶顶部标高，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的完整性，所述应急冷却水池在地下核电站运行时注满水。
优选地，所述排水管上沿水流方向依次设置有流量控制阀和止回阀。
本发明与现有技术相比，具有以下优点：
1、利用布置在洞室型安全壳钢衬里外表面的冷却管网可将安全壳内温度传递给冷却管网内的冷却水，可降低事故工况下洞室型安全壳内的温度和压力，确保洞室型安全壳的完整性；
2、冷却管网全部位于洞室型安全壳钢衬里的外侧，在事故工况下启用时不会受到安全壳钢衬里内侧放射性物质的污染，降低了安全壳在事故工况下被意外旁路的可能性，减小了放射性物质外泄的可能；
3、应急冷却水池底部标高大于地下洞室型安全壳穹顶顶部标高，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的完整性；
4、设置在安全壳钢衬里外侧壁面上的冷却管网采用混联方式相互连接形成管网，即使冷却管发生局部堵塞也不会造成整个系统的瘫痪，可靠性更高，此外，安全壳钢衬里穹顶外壁面的第一周向冷却环管和侧壁面的第二周向冷却环管分别将径向冷却管和轴向冷却管汇流后再分配，加强了冷却水的混流，避免部分区域过热造成局部冷却水气化阻塞冷却水流通而造成局部传热恶化；
5、设置在安全壳钢衬里外侧壁面上的冷却管作为安全壳冷却系统的同时，也作为背肋加强了安全壳钢衬里的结构稳定性，无需再为钢衬里设置专门的加强肋，进一步降低了地下核电站的成本，提高了经济性。
附图说明
图1为本发明地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统的结构示意图；
图2为图1中十字冷却管连接部件的结构示意图；
图3为图1中工字冷却管连接部件的结构示意图。
图中各部件标号如下：
应急冷却水池1、安全壳2、冷却管网3、上部穹顶半球状管网4、下部柱状管网5、最下部环管6、排水管7、支管8、出水管9、顶部周向环管10、流量控制阀11、止回阀12、第一周向冷却环管13、径向冷却管14、十字冷却管连接部件15、第二周向冷却环管16、轴向冷却管17、工字冷却管连接部件18。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步的详细说明。
如图1所示，本发明地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，包括应急冷却水池1和设置在安全壳2钢衬里外侧壁面上的冷却管网3，应急冷却水池1的底部标高大于安全壳2穹顶顶部标高，应急冷却水池1在地下核电站运行时注满水，本冷却系统还包括分别与应急冷却水池1和冷却管网3连通的冷却水流量分配环管，冷却管网包括相连通的上部穹顶半球状管网4和下部柱状管网5，下部柱状管网5的最下部环管6通过排水管7与地下核电站排水系统连通，排水管7上沿水流方向依次设置有流量控制阀11和止回阀12。
其中，冷却水流量分配环管包括两个独立的且具有100％流量分配能力的支管8，支管8的一端均与应急冷却水池1的底部连通，支管8的另一端通过两根独立并联的出水管9与上部穹顶半球状管网4的顶部周向环管10连通，出水管9与上部穹顶半球状管网4顶部周向环管10连通点位沿顶部周向环管10平均分布，支管8上沿水流方向依次设置有流量控制阀11和止回阀12，流量控制阀11处于常关状态。
本实施例中，上部穹顶半球状管网4包括若干个布置在安全壳2钢衬里穹顶外壁面上的第一周向冷却环管13和若干个布置在两个相邻的第一周向冷却环管13之间的径向冷却管14，第一周向冷却环管13与径向冷却管14的交叉部位通过如图2所示的十字冷却管连接部件15相互连通，另外，第一周向冷却环管13在安全壳2钢衬里穹顶外壁面以径向等距分布，径向冷却管14沿第一周向冷却环管13的圆周均匀分布，连通两个相邻的第一周向冷却环管13的径向冷却管14的数量随所在位置半径的增加而增大。
本实施例中，下部柱状管网5包括若干个布置在安全壳2钢衬里侧壁面的第二周向冷却环管16和若干个布置在两个相邻的第二周向冷却环管16之间的轴向冷却管17，第二周向冷却环管16与轴向冷却管17的交叉部位通过如图3所示的工字冷却管连接部件18相互连通，另外，第二周向冷却环管16沿轴向由上至下间距逐渐增大，相邻的两层轴向冷却管17的中心线互不对中。
本实施例在使用时，应急冷却水池1注满水，支管8和排水管7上的流量控制阀11处于常关状态，当发生事故时，可通过调节支管8和排水管7上的流量控制阀使冷却水进入冷却管网3，在冷却管网3内对安全壳2降温降压后，从排水管7排入地下核电站排水系统。由于应急冷却水池1的底部标高大于安全壳2穹顶顶部标高，因此，即使全厂断电，系统依然可以利用重力实现安全壳2的非能动冷却，同时在安全壳2冷热不均的情况下，可以通过调节支管8的流量控制阀11调节冷却水的流量，使安全壳2温度和压力均衡。另外，由于冷却管网3的冷却管采用混联方式相互连接形成管网，即使冷却管发生局部堵塞也不会造成整个系统的瘫痪，可靠性更高，且通过第一周向冷却环管13和第二周向冷却环管16分别将径向冷却管14和轴向冷却管17汇流后再分配，加强了冷却水的混流，避免部分区域过热造成局部冷却水气化阻塞冷却水流通而造成局部传热恶化。同时，通过止回阀12防止冷却水回流，有利于热量的带走。
本发明地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，利用布置在洞室型安全壳2钢衬里外表面的冷却管网3可将安全壳2内温度传递给冷却管网3内的冷却水，可降低事故工况下洞室型安全壳2内的温度和压力，确保洞室型安全壳2的完整性；同时，冷却管网3全部位于洞室型安全壳2钢衬里的外侧，在事故工况下启用时不会受到安全壳2钢衬里内侧放射性物质的污染，降低了安全壳2在事故工况下被意外旁路的可能性，减小了放射性物质外泄的可能；而且应急冷却水池1底部标高大于地下洞室型安全壳2穹顶顶部标高，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2的非能动冷却，确保安全壳2事故工况下的完整性；另外，设置在安全壳2钢衬里外侧壁面上的冷却管网3采用混联方式相互连接形成管网，即使冷却管发生局部堵塞也不会造成整个系统的瘫痪，可靠性更高，此外，安全壳2钢衬里穹顶外壁面的第一周向冷却环管13和侧壁面的第二周向冷却环管16分别将径向冷却管14和轴向冷却管17汇流后再分配，加强了冷却水的混流，避免部分区域过热造成局部冷却水气化阻塞冷却水流通而造成局部传热恶化；最后，设置在安全壳2钢衬里外侧壁面上的冷却管作为安全壳2冷却系统的同时，也作为背肋加强了安全壳2钢衬里的结构稳定性，无需再为钢衬里设置专门的加强肋，进一步降低了地下核电站的成本，提高了经济性。
Claims (9)
1.一种地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，包括应急冷却水池(1)和设置在安全壳(2)钢衬里外侧壁面上的冷却管网(3)，其特征在于：还包括分别与所述应急冷却水池(1)和所述冷却管网(3)连通的冷却水流量分配环管，所述冷却管网包括相连通的上部穹顶半球状管网(4)和下部柱状管网(5)，所述下部柱状管网(5)的最下部环管(6)通过排水管(7)与地下核电站排水系统连通。
2.根据权利要求1所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述冷却水流量分配环管包括两个独立的且具有100％流量分配能力的支管(8)，所述支管(8)的一端均与所述应急冷却水池(1)的底部连通，所述支管(8)的另一端通过至少两根独立并联的出水管(9)与所述上部穹顶半球状管网(4)的顶部周向环管(10)连通，所述支管(8)上沿水流方向依次设置有流量控制阀(11)和止回阀(12)，所述流量控制阀(11)处于常关状态。
3.根据权利要求2所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述出水管(9)与所述上部穹顶半球状管网(4)顶部周向环管(10)连通点位沿所述顶部周向环管(10)平均分布。
4.根据权利要求1所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述上部穹顶半球状管网(4)包括若干个布置在所述安全壳(2)钢衬里穹顶外壁面上的第一周向冷却环管(13)和若干个布置在两个相邻的所述第一周向冷却环管(13)之间的径向冷却管(14)，所述第一周向冷却环管(13)与径向冷却管(14)的交叉部位通过十字冷却管连接部件(15)相互连通。
5.根据权利要求4所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述第一周向冷却环管(13)在所述安全壳(2)钢衬里穹顶外壁面以径向等距分布，所述径向冷却管(14)沿所述第一周向冷却环管(13)的圆周均匀分布，连通两个相邻的所述第一周向冷却环管(13)的径向冷却管(14)的数量随所在位置半径的增加而增大。
6.根据权利要求1所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述下部柱状管网(5)包括若干个布置在所述安全壳(2)钢衬里侧壁面的第二周向冷却环管(16)和若干个布置在两个相邻的所述第二周向冷却环管(16)之间的轴向冷却管(17)，所述第二周向冷却环管(16)与所述轴向冷却管(17)的交叉部位通过工字冷却管连接部件(18)相互连通。
7.根据权利要求6所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述第二周向冷却环管(16)沿轴向由上至下间距逐渐增大，相邻的两层所述轴向冷却管(17)的中心线互不对中。
8.根据权利要求1所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述应急冷却水池(1)的底部标高大于所述安全壳(2)穹顶顶部标高，所述应急冷却水池(1)在地下核电站运行时注满水。
9.根据权利要求1所述地下核电站钢制安全壳非能动外置管网冷却系统，其特征在于：所述排水管(7)上沿水流方向依次设置有流量控制阀(11)和止回阀(12)。
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