CN112071452B - 一种核电厂事故后安全壳热量导出系统 - Google Patents

一种核电厂事故后安全壳热量导出系统 Download PDF

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Abstract

本发明提供一种核电厂事故后安全壳热量导出系统，其包括：若干浸湿体，其设置在通风通道竖向中段的安全壳外壳内壁上，所述浸湿体上设有雾气出口且内部含水；以及，若干组半浸式超声波振荡器，每组半浸式超声波振荡器均与一浸湿体对应，并被对应的浸湿体包覆，用于将来自对应浸湿体的水雾化。本发明所述热量导出系统通过自然通风通道内由半浸式超声波振荡器产生的微液滴的投放及其直接蒸发，使安全壳获得更大的热量导出功率。

Description

一种核电厂事故后安全壳热量导出系统
技术领域
本发明涉及核电厂技术领域，具体涉及一种核电厂事故后安全壳热量导出系统。
背景技术
密闭的安全壳是核电厂发生事故时，防止放射性物质外泄的重要屏障。通常情况下，发生事故后安全壳将被隔离，成为封闭空间，而急剧升高的温度和压力全由安全壳结构承受。这种设计需要安全壳具有较大的自由容积和壳体厚度，也需要配套的事故后安全壳降压及热导出系统具有较高的性能。
事故后，核电厂密闭的安全壳的核心问题是反应堆余热的导出，如果失去余热导出机制，安全壳内的温度和压力会持续上升，直至安全壳破裂。
对于事故后反应堆余热导出问题，相关技术中提供了一些热量导出系统。具体地，第二代核电技术(M310)及欧洲第三代核电技术(EPR)主要采取能动手段；第三代核电系统多具有非能动安全壳热量导出系统(PCCS),如：ACP1000-PCS、AP600&1000-PCS、ABWRII-PCCS、AHWR-PCCS、ESBWR-PCCS、SWR1000-PCCS、WWER640-PCCS及WWER1000-PCCS等。典型的非能动安全壳热量导出系统所涉及的专利包括：1991年美国西屋公司申请的PASSIVECONTAINMENT COOLING SYSTEM(US5049353)；1962年题为SAFETY EQUIPMENT FOR NUCLEARPOWER-REACTOR PLANTS(US31684454)的美国专利；1994年GE公司申请的PASSIVECONTAINMENT COOLING SYSTEM(US5282230)；1994年GE公司申请的PRESSURE SUPPRESSIONCONTAINMENT SYSTEM(US5295168)；1996年GE公司申请的WATER INVENTORY MANAGEMENT INCONDENSER POOL OF BOLING WATER REACTOR(US5499278)；2000年GE公司申请的MODIFIEDPASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM FOR NUCLEAR REACTOR(US6069930)等。上述专利技术方案均未采用超声雾化、雾化加湿及空气直接蒸发冷却等技术。2000年后，整个工业界对超声雾化直接蒸发冷却技术的使用逐渐增多，具体涉及机械加工过程的冷却工艺，如：Ultrasonic cutting blade with cooling(US6379371)；电子元器件冷却，如：Cooling ofelectronics and high density power dissipation systems by fine-mist flooding(US6955063)，Ultrasonic cutting blade with cooling liquid conduction(US9387005)；热能动力系统冷却，如：雾化冷却机构(CN201610822806.8)，雾化装置和氧舱冷却水雾化系统(CN201820873905.3)，一种基于冷凝水雾化冷却的分体式空调(CN201710471612.2)，Ultrasonic water atomization system for gas turbine inletcooling and wet compression(US9387005),Apparatus,systems,and methods toaddress evaporative cooling and wet compression for engine thermal management(US10012141)，Gas turbine inlet air cooling system using ultrasonic wateratomization,corresponding cooling method and wet compression system(EP2573365A2,US9441542B2)；化工冷却工艺，如：超声雾化连续喷涂镀膜工艺(CN201611006764.7)，Chemical vapor deposition reactor with preheating,reaction,and cooling zones(US9816185)等。然而，这些技术中涉及的热量导出系统或多或少地存在结构复杂、能耗高、可靠性差，以及热量导出功率低等问题。
发明内容
为了至少部分解决现有技术中存在的技术问题而完成了本发明。
解决本发明技术问题所采用的技术方案是：
本发明提供一种核电厂事故后安全壳热量导出系统，安全壳包括内壳和外壳，且安全壳内壳与安全壳外壳之间形成有通风通道，所述热量导出系统包括：
若干浸湿体，其设置在通风通道竖向中段的安全壳外壳内壁上，所述浸湿体上设有雾气出口且内部含水；以及，
若干组半浸式超声波振荡器，每组半浸式超声波振荡器均与一浸湿体对应，并被对应的浸湿体包覆，用于将来自对应浸湿体的水雾化。
可选地，所述若干组半浸式超声波振荡器按照雾化液滴直径不同分为两类，每一类均对应若干组半浸式超声波振荡器，其中一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为1-5μm，另一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为100-500μm。
可选地，在通风通道相对较高标高处设置的半浸式超声波振荡器中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器所占比例较多，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器所占比例较少；
在通风通道相对较低标高处设置的半浸式超声波振荡器中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器所占比例较少，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器所占比例较多。
可选地，所述半浸式超声振荡器的供电线路与核电厂1E级直流电源、应急柴油发电机组，或者移动柴油发电机连接。
可选地，所述浸湿体的浸透率大于80％。
可选地，所述浸湿体的材料为海绵状多孔介质材料；从所述浸湿体所依附的安全壳外壳至安全壳内壳的方向，所述浸湿体的孔隙率及孔隙直径逐渐增大。
可选地，所述浸湿体为黑色，其辐射吸收率大于0.98。
可选地，所述浸湿体与浸湿体补水管线连接；或者，
所述浸湿体通过管道与浸湿体补水水箱连接，所述浸湿体补水水箱内容纳有水。
可选地，所述热量导出系统还包括：若干浸湿体补水预热器，每个浸湿体补水预热器均与一浸湿体对应，并设置在与对应浸湿体相连的浸湿体补水管线上；所述浸湿体补水预热器用于将浸湿体补水的温度升高至预设温度。
可选地，所述预设温度的最高限值为50℃。
可选地，所述热量导出系统还包括：安全壳内壳喷淋系统，其喷头位于安全壳内壳上方；所述安全壳内壳喷淋系统喷出的未蒸发的喷淋水经喷淋水收集路径注入所述浸湿体。
可选地，安全壳内壳采用钢制内壳；安全壳外壳采用混凝土外壳。
有益效果：
本发明中，安全壳内壳在事故后不断升温，加热通风通道并形成烟囱效应，同时浸湿体内所含水分由于被半浸式超声波振荡器超声雾化成微液滴，且微液滴被自然通风夹带入通风通道，由于通风通道内的空气不断升温，其内相对湿度迅速下降，能够将通风通道内的微液滴迅速蒸发，并吸收大量热量，抑制通风通道内空气温度上升，从而显著提高系统热导出能力。
此外，通过微液滴的直接蒸发实现对自然通风通道的冷却，使得冷却剂完全相变，因而具有最高的冷却剂使用效率；由半浸式超声波振荡器超声雾化成微液滴，并未使用任何转动部件，使系统具有更高的可靠性；微液滴由通风通道内的自然通风夹带上升，无需借助能动设备，使系统具有更低的能耗和更高的可靠性。
附图说明
图1为本发明实施例提供的核电厂事故后安全壳热量导出系统的结构示意图。
图中：1－钢制内壳；2－混凝土外壳；3－安全壳底座；5－半浸式超声振荡器；50－浸湿体；51－半浸式超声振荡器供电线路；52－浸湿体补水管线；53－浸湿体补水水箱；54－浸湿体预热器；55－雾气出口；7－通风通道入口；8－通风通道出口；9－通风通道上升区；10－壳内空间；11－通风通道扩散区；12－钢壳热导出界面；13－喷头；14－喷淋供水管线；15－喷淋供水水箱；16－喷淋水收集路径；17－直接加热路径。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结合附图和实施例对本发明作进一步详细描述。
在本发明的描述中，需要理解的是，各种方位术语所指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
如图1所示，安全壳包括内壳、外壳和底座，安全壳内壳围成壳体空间10，安全壳内壳放置在安全壳底座3上，安全壳外壳套在安全壳内壳上。一般地，安全壳内壳采用钢制内壳1，安全壳外壳采用混凝土外壳2，且钢制内壳1与混凝土外壳2之间，以及混凝土外壳2与安全壳底座3之间形成有通风通道，其中钢制内壳1与混凝土外壳2之间形成通风通道竖向中段及通风通道顶部，混凝土外壳2与安全壳底座3之间形成通风通道底部。对于整个通风通道而言，通风通道入口7位于通风通道底部，通风通道上升区9位于通风通道竖向中段，通风通道扩散区11位于通风通道顶部，通风通道出口8设置在混凝土外壳2的顶部并与通风通道顶部连通。
事故后，钢制内壳1内的温度和压力会持续上升，需要将钢制内壳1的热量导出，为此，本发明实施例提供一种核电厂事故后安全壳热量导出系统。如图1所示，所述热量导出系统包括：若干浸湿体50和若干组半浸式超声波振荡器5，每组半浸式超声波振荡器均包括若干半浸式超声波振荡器5。
其中，浸湿体50设置在通风通道竖向中段的混凝土外壳2内壁上，该处的混凝土外壳2与钢制内壳1相对设置；浸湿体50上设有雾气出口55且内部含水。每组半浸式超声波振荡器5均与一浸湿体50对应，并被对应的浸湿体50包覆，用于将来自对应浸湿体50的水雾化。换言之，每个浸湿体50均包覆一组半浸式超声波振荡器5。
虽然图1中仅示出了两个浸湿体50以及对应的两组半浸式超声波振荡器5，且每组半浸式超声波振荡器均包括三个半浸式超声波振荡器5，但这仅是本发明为了说明发明原理而提供的示意性结构，本发明的结构并不限制于此，更多或更少数量的浸湿体及半浸式超声波振荡器均在本发明的保护范围内，本领域技术人员可根据实际情况设定浸湿体及其对应的半浸式超声波振荡器的数量，以及在既定范围内调整各自的设置位置。
本发明实施例中，钢制内壳在事故后不断升温，加热通风通道并形成烟囱效应，同时浸湿体内所含水分由于被半浸式超声波振荡器超声雾化成微液滴，且微液滴被自然通风夹带入通风通道，由于通风通道内的空气不断升温，其内相对湿度迅速下降，能够将通风通道内的微液滴迅速蒸发，并吸收大量热量，抑制通风通道内空气温度上升，从而显著提高系统热导出能力。
此外，通过微液滴的直接蒸发实现对自然通风通道的冷却，使得冷却剂完全相变，因而具有最高的冷却剂使用效率；由半浸式超声波振荡器超声雾化成微液滴，并未使用任何转动部件，使系统具有更高的可靠性；微液滴由通风通道内的自然通风夹带上升，无需借助能动设备，使系统具有更低的能耗和更高的可靠性。
在一些具体实施方式中，可将各组半浸式超声波振荡器5按照雾化液滴直径不同分为两类，每一类均对应若干组半浸式超声波振荡器5。其中一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为1-5μm，另一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为100-500μm。其中，可通过调整半浸式超声波振荡器的振动频率来调整雾化液滴直径的尺寸，从而获得预期直径的雾化液滴。
对于直径相对较大的液滴，由于浮力作用较小将先在通风通道内沉降，随着沉降过程中液滴的不断蒸发，其直径逐渐减小，当其直径减小到某一临界值，变小的液滴将随自然通风夹带上升并蒸发吸热；对于直径相对较小的液滴，将直接被自然通风夹带上升并蒸发吸热。因此，可通过调整两类半浸式超声波振荡器的设置标高来获取更高的吸热率。
本实施例中，在不同标高处分别设置多个浸湿体50及所包覆的半浸式超声波振荡器5，具体地，在通风通道相对较高标高处设置的半浸式超声波振荡器5中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器5所占比例较多，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器5所占比例较少；在通风通道相对较低标高处设置的半浸式超声波振荡器5中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器5所占比例较少，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器5所占比例较多。通过对浸湿体及所包覆的不同液滴雾化目标的半浸式超声波振荡器的设置标高进行调整，可使所产生的大小两种尺寸的液滴的配比形成一个最佳的临界点，以得到最佳吸热率。
如图1所示，半浸式超声振荡器5由半浸式超声振荡器供电线路51提供事故后电力输入。在一些具体实施方式中，半浸式超声振荡器供电线路51与核电厂1E级直流电源、应急柴油发电机组，或者移动柴油发电机连接。
为保证半浸式超声波振荡器5连续雾化，浸湿体50的含水量不能太少，最好保持浸湿体50的浸透率大于80％。
为保证浸湿体50的含水量，在一些具体实施方式中，浸湿体50的材料为海绵状多孔介质材料，而且从浸湿体50所依附的混凝土外壳2至钢制内壳1的方向，浸湿体50的孔隙率及孔隙直径逐渐增大。在该方向上浸湿体的孔隙率及孔径的增大有利于微液滴逃离多孔介质的浸湿体。
为了得到更高的辐射吸收率，浸湿体50可以为黑色，其辐射吸收率大于0.98。更高的辐射吸收率能够获得由钢制内壳释放的更多的热辐射，从而增强系统的热导出能力。
为保证浸湿体50的含水量，在另一些具体实施方式中，浸湿体50与浸湿体补水管线52连接。
通过浸湿体补水管线52可以为浸湿体50持续提供补水。
为保证浸湿体50的含水量，在又一些具体实施方式中，浸湿体50通过管道与浸湿体补水水箱53连接，浸湿体补水水箱53内容纳有水。
通过浸湿体补水水箱53可以为浸湿体50持续提供补水。
如图1所示，所述热量导出系统还包括：若干浸湿体补水预热器54。
每个浸湿体补水预热器54均与一浸湿体50对应，并设置在与对应浸湿体50相连的浸湿体补水管线52上。浸湿体补水预热器54用于将浸湿体补水的温度升高至预设温度。
由于在浸湿体补水管线52上设置了浸湿体补水预热器54以加热浸湿体补水，从而加热浸湿体50所含水分，使之升温，可以显著增强雾化效果，吸收更多的热量，相应降低半浸式超声振荡器超声雾化所需输入功率。
其中，预设温度的最高限值为50℃，即浸湿体补水预热器54最高可使浸湿体补水温度升高至50℃，以避免半浸式超声振荡器5失效。
钢制内壳1升温后，其钢壳热导出界面12温度较高，为了利用这部分热量，可将钢壳热导出界面12通过直接加热路径17与浸湿体50连接，从而进一步加热浸湿体50所含水分。
如图1所示，所述热量导出系统还包括：安全壳内壳喷淋系统(钢壳喷淋系统)。钢壳喷淋系统包括：若干喷头13、喷淋供水管线14和喷淋供水水箱15。其中，喷头13布置在钢制内壳1上方，且喷头13设置在喷淋供水管线14上；喷淋供水管线14还与喷淋供水水箱15相连。
钢壳喷淋系统喷出的未蒸发的喷淋水经喷淋水收集路径16注入浸湿体50，从而回收未蒸发的喷淋水。
综上所述，本发明提供的核电厂事故后安全壳热量导出系统，由于在通风通道竖向中段的混凝土外壳内壁上设置了浸湿体，且浸湿体内包覆有半浸式超声波振荡器，从而通过自然通风通道内由半浸式超声波振荡器产生的微液滴的投放及其直接蒸发，使安全壳获得更大的热量导出功率。
具体地，所述热量导出系统具有如下优势：
1)由半浸式超声波振荡器产生的微液滴直接蒸发对自然通风通道的冷却，冷却剂完全相变，具有最高的冷却剂使用效率；
2)微液滴的产生基于不使用转动部件的超声振荡器，使系统具有更高的可靠性；
3)微液滴由通风通道内的自然通风夹带上升，无需借助能动设备，使系统具有更低的能耗和更高的可靠性；
4)系统功率较低，所需冷却剂较少，对应急支持的依赖性较低，可更早投入事故环节。
可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (10)

1.一种核电厂事故后安全壳热量导出系统，安全壳包括内壳和外壳，且安全壳内壳与安全壳外壳之间形成有通风通道，其特征在于，所述热量导出系统包括：
若干浸湿体，其设置在通风通道竖向中段的安全壳外壳内壁上，所述浸湿体上设有雾气出口且内部含水；所述浸湿体的材料为海绵状多孔介质材料；从所述浸湿体所依附的安全壳外壳至安全壳内壳的方向，所述浸湿体的孔隙率及孔隙直径逐渐增大；以及，
若干组半浸式超声波振荡器，每组半浸式超声波振荡器均与一浸湿体对应，并被对应的浸湿体包覆，用于将来自对应浸湿体的水雾化。
2.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，所述若干组半浸式超声波振荡器按照雾化液滴直径不同分为两类，每一类均对应若干组半浸式超声波振荡器，其中一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为1-5μm，另一类半浸式超声波振荡器的雾化液滴直径为100-500μm。
3.根据权利要求2所述的热量导出系统，其特征在于，
在通风通道相对较高标高处设置的半浸式超声波振荡器中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器所占比例较多，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器所占比例较少；
在通风通道相对较低标高处设置的半浸式超声波振荡器中，液滴雾化目标为100-500μm的半浸式超声波振荡器所占比例较少，而液滴雾化目标为1-5μm的半浸式超声波振荡器所占比例较多。
4.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，所述半浸式超声波振荡器的供电线路与核电厂1E级直流电源、应急柴油发电机组，或者移动柴油发电机连接。
5.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，所述浸湿体的浸透率大于80％。
6.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，所述浸湿体为黑色，其辐射吸收率大于0.98。
7.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，所述浸湿体与浸湿体补水管线连接；或者，
所述浸湿体通过管道与浸湿体补水水箱连接，所述浸湿体补水水箱内容纳有水。
8.根据权利要求7所述的热量导出系统，其特征在于，还包括：若干浸湿体补水预热器，每个浸湿体补水预热器均与一浸湿体对应，并设置在与对应浸湿体相连的浸湿体补水管线上；所述浸湿体补水预热器用于将浸湿体补水的温度升高至预设温度。
9.根据权利要求8所述的热量导出系统，其特征在于，所述预设温度的最高限值为50℃。
10.根据权利要求1所述的热量导出系统，其特征在于，还包括：安全壳内壳喷淋系统，其喷头位于安全壳内壳上方；所述安全壳内壳喷淋系统喷出的未蒸发的喷淋水经喷淋水收集路径注入所述浸湿体。
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