CN110957055B - 一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段、连接管段和冷却管段组成的闭合回路，热管段采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段内与冷却对象进行热交换，经连接管段进入冷却管段，在冷却管段内被换热装置冷却后，回流至热管段。该系统可以针对压水堆核电站的不同冷却对象、不同工况条件调整柔性热管段的几何形状，依据冷却对象需求进行高效冷却换热，该柔性热管冷却系统液相区局部区域设置有软管，可在一定程度上缓解振动、压迫、疲劳和冲击等载荷，因而具有更好的工程适用性、更广的应用范围和更强的灵活性。

Description

一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统

技术领域

本发明属于核电站设计技术，具体涉及一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统。

背景技术

近年来,热管冷却技术以其高效的换热特性吸引了各个领域专家的广泛关注。其中，分离式热管由于其结构简单、传热效率高和非能动特性，广泛应用于各个领域，包括太阳能热水器、电子设备冷却、汽轮机叶片冷却等，如发明专利申请CN101943491A提出一种平板太阳能热水器，利用铜箔、铝箔制作太阳能集热热管换热；发明专利申请CN104457349A提出了一种分离式热管换热器，利用热管低压沸腾换热特性强化传热。目前，在核能领域，研究人员主要设想将热管冷却技术应用于压水堆核电站，这些冷却系统主要包括1)非能动安全壳冷却系统；2)乏燃料水池冷却系统，如发明专利CN103021487B提出一种乏燃料水池的冷却和净化系统，设计考虑将能动与非能动技术结合利用；3)关键设备冷却系统。与其它领域的应用环境不同,压水堆核电站拥有多个冷却系统，冷却对象多为体积庞大的系统或者设备，冷却换热量较大，冷却换热过程中会产生一定的压力波动和振荡；此外，因维修与冷却环境变化，常需变动冷却管道布置。

柔性热管属于传统刚性热管的一种优化和延伸，目前,柔性热管技术多用于电子元件冷却，如发明专利申请CN101173843A提出一种柔性热管，利用毛细结构优化传热，提高柔性热管的实用性能。与普通热管相比，柔性热管除了具有良好的冷却换热能力外，还具有柔软性和弯曲性,可以缠绕在冷却对象周围,进行充分冷却，如发明专利申请CN104976908A采用高分子柔性材料进行散热，发明专利申请CN105937861A提出一种超长柔性热管采用高分子导热材料与金属薄膜结合进行冷却换热。此外，对于冷却换热上的压力波动和外界的振动所带来的冲击，柔性热管的自身结构可以吸收、缓解一定的机械负荷，因而具有更强的适用性。

发明内容

本发明的目的在于利用柔性热管特性，综合考虑压水堆核电站冷却换热需求和冷却环境，提供一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，该系统具有长期高效冷却、适用性强、安全性高等优点。

本发明的技术方案如下：一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段、连接管段和冷却管段组成的闭合回路，闭合回路内充装冷却工质，所述冷却管段设置在换热装置内，其中，所述热管段采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段内与冷却对象进行热交换，然后经连接管段进入冷却管段，冷却工质在冷却管段内被所述换热装置冷却后，回流至热管段。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述的热管段由多根柔性管材并联组成。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述柔性管材为直径1-10cm的金属针织软管或金属波纹管；柔性管材的可弯曲角度β满足条件90°≤β≤180°。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述热管段的形状包括矩形、螺旋形、蛇形等，热管段可弯曲的几何形状当量直径为0.4-5m。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述换热装置设有风机和喷雾器，喷雾器连接冷却水箱，能够对冷却管段实施风冷和喷雾双重冷却。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述连接管段包括气相管段和液相管段，所述气相管段从热管段上部引出并连接至冷却管段，所述液相管段从冷却管段引出并连接至热管段下部；在所述热管段上部与气相管段之间设有由保温材料制成的弧形缓冲空间。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述连接管段采用刚性管道与软管组合的方式，软管绝热并由固定环和法兰固定；所述软管的可弯曲角度α满足条件90°≤α≤180°。

进一步，如上所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其中，所述冷却工质采用常压条件下沸点在36℃-100℃的冷却工质，如水、乙醇或按一定比例配置的混合溶液。

本发明的有益效果如下：

(1)热管段采用柔性设计，利用金属针织软管或波纹管具有柔软、弯曲的特性，同时具有良好的换热性能和一定的结构强度，组成的柔性热管段能够依据冷却对象的布置需求、维修需求等改变热管段的几何形状，更加贴近工程实际应用环境，适用性更强；

(2)闭合循环回路采用刚性管道与软管技术结合，回路气相区域的软管段设计使得回路可以依据冷却需求改变管路高度和位置，液相管路采用刚性管道与软管的组合方式可以缓解一定的压力波动、疲劳和冲击，更加安全；

(3)冷却管段采用风冷和喷雾的双重冷却方式，可依据具体的工况条件进行选择风冷或双重冷却，具有更高的安全性和冗余性；

(4)柔性热管段内部循环具有普通热管的非能动特性和良好的传热特性，可以长期高效冷却、维护冷却对象，喷雾冷却水可维持7天以上，大大增大了可靠性。

附图说明

图1为本发明实施例分离式柔性热管冷却系统结构图。

图中，1.柔性热管段；1a.金属软管；2.弧形缓冲空间；3.冷却水箱；3a.冷却水；4.连接管段；4a.刚性管道；4b.软管；4c.软管；5.固定环；6.喷雾器；7.冷却管段；7a.冷却管；8.液位计；9.冷却工质；10.法兰；11.风机。

图2为金属软管弯曲示意图。

图3a-图3c为热管段几种不同应用形状示意图。

其中，图3a为矩形布置图，图3b为螺旋形布置，图3c为蛇形布置图。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。

近年来，热管冷却技术吸引了研究学者的广泛关注。热管技术利用冷却剂低压沸腾、产生相变使得冷却换热效果大大提高。对于冷却换热需求较大的压水堆核电站，热管冷却技术无疑是一种提高经济效益的有效手段。目前，主要设想是将热管冷却技术应用于压水堆核电站的非能动安全壳冷却系统、乏燃料水池冷却系统、关键设备冷却系统。基于柔性热管特性，综合考虑压水堆核电站冷却换热需求和冷却环境，本发明提出了一种适用于压水堆核电站长期冷却的柔性热管冷却系统设计。与现有的柔性热管材质和尺寸不同，本发明针对压水堆核电站提出的是一种采用多根换热性能较好的金属针织软管或波纹管并联作为柔性热管段；采用的金属针织软管或波纹管具有较高的柔软性和弯曲性，同时具有一定的强度，满足结构需求。该柔性热管冷却系统设计可以针对压水堆核电站的不同冷却对象(如压水堆乏燃料水池长期冷却、安全壳冷却系统以及某些大型设备冷却等)调整热管段弯曲形状、调解管道位置,便于工程应用、维护；同时，柔性热管可在一定程度上缓解振动、压迫、疲劳和冲击等条件，因而具有更高的安全性、更长的使用寿命；柔性热管内部循环具有普通热管的非能动特性和良好的传热特性，可以长期高效冷却、维护冷却对象；此外，设计采用风冷和喷雾的双重冷却方式，依据具体的工况条件进行选择，具有更高的安全性和冗余性。

与普通热管相比，本发明所提供的柔性热管除了具有良好的冷却换热能力外，还具有柔软性和弯曲性,可以缠绕在冷却对象周围,进行充分冷却；此外，对于冷却换热上的压力波动和外界的振动所带来的冲击，柔性热管的自身结构可以吸收、缓解一定的机械负荷，因而具有更强的适用性。

本发明从柔性热管的角度出发，提出一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，下面从系统的流程与工程实际应用展开，介绍该柔性热管冷却系统。

如图1所示，为分离式柔性热管冷却系统结构图。该系统主要包括柔性热管段1、连接管段4和冷却管段7。热管段采用柔性设计，利用金属针织软管或波纹管具有柔软、弯曲的特性，同时具有良好的换热性能和一定的结构强度，形成的柔性热管段能够依据冷却对象的布置需求、维修需求等改变热管段的几何形状。金属软管为直径1-10cm且采用换热性能较好的金属材料(如不锈钢、钛合金、铝合金等)制成的针织软管或波纹管，弯曲性的实现取决于针织软管或波纹管的结构。在具体实施例中，柔性热管段1由多根金属软管并联汇流主管段组成，金属软管的可弯曲角度β(如图2所示)满足条件90°≤β≤180°，弯曲性使得柔性热管段能够弯曲成不同的形状。柔性热管段可弯曲的几何形状当量直径为0.4-5m。

例如，对于压水堆核电站乏燃料水池冷却系统，可将柔性热管段1以图3a的矩形形状布置在乏燃料水池壁面周围或者针对不同的乏燃料组件组以图3b的螺旋形状缠绕在燃料组件组周围冷却；同理，对于压水堆核电站非能动安全壳冷却系统，可将柔性热管段1以图3a的矩形形状布置于安全壳内，事故工况高效冷却安全壳，维持壳内温度于安全水平；此外，对于某些大型关键设备，常需柔性热管段1多次弯曲贴近冷却，此时可以采用类似图3c所示的蛇形布置对需要的设备进行冷却。一般来说，冷却管段7的位置应高于热管段1的位置，从而实现冷却工质的自然循环。根据需要的管道布置和管道高度安置连接管段4，连接管段4采用软管和刚性管道结合，可以依据具体需求改变布置。连接管段4包括气相管段和液相管段，所述气相管段从热管段1上部引出并连接至冷却管段7，所述液相管段从冷却管段7引出并连接至热管段1的下部。

气相管段设有软管4b，软管4b绝热并由固定环5和法兰10固定，软管的可弯曲角度α满足条件90°≤α≤180°，气相区域的软管4b设计可以安全具体的环境和要求改变高度和位置；连接管段4的液相管段不同区域分别设有刚性管道4a和软管4c，软管4c绝热并由固定环5和法兰10固定，循环回路液相区局部设置软管有利于减少压力波动、吸收一定的冲击。

柔性热管段1采用常压条件下沸点较低(36℃-100℃)的冷却工质9,如水、乙醇或按一定比例配置的混合液体，热管内部为负压，压力值趋向于真空，使得冷却工质具有较低的沸点，维持冷却对象处于较低的温度环境。当冷却对象温度升高时，柔性热管段1内冷却工质9沸腾将热量导出，“蒸汽”首先经过弧形缓冲空间2，在弧形缓冲空间2内均匀混合，然后通过连接管段4进入冷却管段7。弧形缓冲空间2采用宽3-15cm的保温材料(如金属保温板、玻璃纤维、真空板等)制成。

冷却管段7设置在换热装置内，换热装置设有风机11和喷雾器6，另设有冷却水箱3为喷雾器6提供冷却水3a，冷却水箱的储水量大于20m³，可为喷雾器提供7天以上的冷却用水。冷却管段具有风冷和喷雾的双重冷却方式，可依据具体的工况需求选择风冷或双重冷却形式。冷凝后的冷却工质9经过连接管段的液相管段重新回流进入柔性热管段1循环冷却。此外，回路设有液位计8可随时观测回路液位情况。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，包括由热管段（1）、连接管段（4）和冷却管段（7）组成的闭合回路，闭合回路内充装冷却工质，所述冷却管段（7）设置在换热装置内，其特征在于：所述热管段（1）采用换热性能良好且能够弯曲变形的柔性管材，热管段（1）设置在冷却对象内部或者缠绕在冷却对象周围，冷却工质在热管段（1）内与冷却对象进行热交换，然后经连接管段（4）进入冷却管段（7），冷却工质在冷却管段（7）内被所述换热装置冷却后，回流至热管段（1），所述连接管段（4）包括气相管段和液相管段，所述气相管段从热管段（1）上部引出并连接至冷却管段（7），所述液相管段从冷却管段（7）引出并连接至热管段（1）下部，所述气相管段采用软管，所述液相管段采用刚性管道与软管相结合，所述的热管段（1）由多根柔性管材并联组成，在所述热管段（1）上部与气相管段之间设有由保温材料制成的弧形缓冲空间（2）。

2.如权利要求1所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述柔性管材为直径1-10cm的金属针织软管或金属波纹管；柔性管材的可弯曲角度β满足条件90°≤β≤180°。

3.如权利要求1所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述热管段（1）的形状包括矩形、螺旋形、蛇形，热管段可弯曲的几何形状当量直径为0.4-5m。

4.如权利要求1所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述换热装置设有风机（11）和喷雾器（6），喷雾器（6）连接冷却水箱（3），能够对冷却管段（7）实施风冷和喷雾双重冷却。

5.如权利要求1所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述软管绝热并由固定环和法兰固定；所述软管的可弯曲角度α满足条件90°≤α≤180°。

6.如权利要求1所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述冷却工质采用常压条件下沸点在36℃-100℃的冷却工质。

7.如权利要求6所述的适用于压水堆核电站的分离式柔性热管冷却系统，其特征在于：所述冷却工质为水、乙醇或按一定比例配置的混合溶液。

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