CN115910399A - 一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法 - Google Patents

Abstract

本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，包括：钢安全壳；多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口；本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生故障时用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。

Description

一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法

技术领域

本发明属于核电厂安全壳冷却技术领域，尤其涉及一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法。

背景技术

安全壳作为核动力厂的专设安全设施，保护反应堆免于外部事件的危害，事故后作为核反应堆放射性包容的最后一道屏障，保护公众及环境免于过量辐射。当大量的质能释放至安全壳内，引起安全壳温度及压力迅速升高。为防止安全壳超温超压，必须利用安全壳冷却系统及时将安全壳热量导出。

发明人发现，在现有非能动安全壳冷却系统中，空气导流板重量大，安装施工难度高。这种空气导流板对气密性和隔热能力要求极高，而且表面需进行阳极氧化处理，成本较高；在电厂建造阶段，空气导流板安装工期长，约100天，且安全壳打压试验与空气导流板安装有先后逻辑关系，需要先进行安全壳打压试验后安装空气导流板，影响建安装关键路径；在电厂运行阶段，开展水膜覆盖率定期试验、安全壳焊缝在役目视检查时，需要拆卸部分空气导流板开展作业，操作复杂，工作量大。

发明内容

本发明为了解决上述问题，提出了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统及其工作方法，本发明设计的安全壳冷却系统可在确保安全壳冷却能力的前提下，减少了空气导流板用量，缩短了项目建造周期、提高了安装运维便利性，降低了设备造价。

为了实现上述目的，本发明通过如下的技术方案来实现：

第一方面，本发明提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，包括：

钢安全壳；

多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；

屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口。

进一步的，所述空气辅助入口为多个，在所述屏蔽罩周向上均匀分布。

进一步的，所述空气辅助入口分为第一竖直段、与所述第一竖直段连通的水平段以及与所述水平段连通的第二竖直段；所述第一竖直段设置在所述屏蔽罩外，所述第一竖直段的空气入口竖直向下，所述第二竖直段位于所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间，所述第二竖直段的空气出口竖直向上。

进一步的，多个空气导流板将所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间的空间分为空气下降空间和空气上升空间；所述空气入口与所述空气下降空间连通。

进一步的，所述钢安全壳下端不设置空气导流板。

进一步的，所述钢安全壳外部设置空气导流板的面积不大于所述钢安全壳外部的总面积。

进一步的，所述空气入口为多个，在所述屏蔽罩周向上均匀分布。

进一步的，所述屏蔽罩上端设置有排水系统，所述排水系统的出水管位于所述钢安全壳的正上方。

进一步的，所述屏蔽罩的顶部设置为椭球形。

第二方面，本发明还提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统工作方法，采用了如第一方面中所述的非能动核电厂钢安全壳冷却系统，包括：在发生事故时，排水系统将水浇注在钢安全壳顶部，使水膜覆盖钢安全壳外表面，通过水膜蒸发和空气自然对流传热带出钢安全壳内热量；外部空气在空气入口进入空气下降段，空气流经下降段后折流进入空气上升段，在空气出口排入大气，位于所述钢安全壳下部的空气通过辅助入口进入所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间的空间，辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段。

与现有技术相比，本发明的有益效果为：

本发明只在钢安全壳外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口，在发生设计基准事故时，用于辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。

附图说明

构成本实施例的一部分的说明书附图用来提供对本实施例的进一步理解，本实施例的示意性实施例及其说明用于解释本实施例，并不构成对本实施例的不当限定。

图1为本发明实施例1的现有技术中的结构示意图；

图2为本发明实施例1的结构示意图；

图3为本发明实施例1的导流板尾部位置区域空气分流现象模拟图；

图4为本发明实施例1的空气带热能力曲线；

图5为本发明实施例1的安全壳冷却能力验证试验系统设计简图；

图6为本发明实施例1的安全壳峰值压力分析；

图7为本发明实施例1的安全壳空气冷却能力分析；

其中，1、钢安全壳；2、屏蔽罩；21、空气入口；22、空气辅助入口；221、第一竖直段；222、水平段；223、第二竖直段；23、空气下降空间；24、空气上升空间；3、空气导流板。

具体实施方式

下面结合附图与实施例对本发明作进一步说明。

应该指出，以下详细说明都是示例性的，旨在对本申请提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本申请所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。

实施例1：

本实施提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，包括钢安全壳1、屏蔽罩2和空气导流板3；所述空气导流板3为多个，分层设置在所述钢安全壳1外的中上端，下端不设置空气导流板；所述屏蔽罩2设置在多个空气导流板3外；所述屏蔽罩2上端侧面开设有空气入口21，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩2底端侧面开设有空气辅助入口22，所述屏蔽罩2可以设置为屏蔽厂房。本实施例只在钢安全壳1外的中上端设置空气导流板，下端不设置空气导流板；同时，在屏蔽罩2底端侧面开设有空气辅助入口22，在发生故障时用于辅助通过下降段23后的空气折流进入空气上升段24，从而实现在确保安全壳冷却能力的前提下，达到减少空气导流板用量的目的，缩短了项目建造周期，提高了安装运维便利性，降低了设备造价。

如图3所示，所述钢安全壳1和屏蔽罩2之间构成的空间为冷却流道，在冷却流道的中、上区域安装空气导流板3。多个空气导流板3包括顶部面板、中间面板和底部面板；传统系统中，顶部面板和底部面板的层数各为1个，中间面板的层数为8个，通过本方案设计后的系统中，中间面板层数可减少为4层或更少，需要安装的空气导流板3的区域可以减少50％以上。

在冷却流道的底部，沿圆周方向增设多组贯穿屏蔽厂房，且连接冷却流道和大气环境的管道作为空气辅助入口22，具体的，所述空气辅助入口22分为第一竖直段221、与所述第一竖直段221连通的水平段222以及与所述水平段222连通的第二竖直段223；所述第一竖直段221设置在所述屏蔽罩2外，所述第一竖直段221的空气入口竖直向下，所述第二竖直段223位于所述屏蔽罩2和所述钢安全壳1之间，所述第二竖直段222的空气出口竖直向上；所述空气辅助入口22的截面可以是圆形或者长方形，布置为Z型或者其他形式。

为了论证本实施例中钢安全壳冷却系统的性能，本实施例同时提出了一种设计方案的性能论证方法，具体包括：

设计方案排热机理研究。借助流体动力学软件(CFD)，从机理上研究设计方案冷却流道内空气/蒸汽的流动和传热现象，掌握影响设计方案排热的关键现象，为后续验证试验和安全评价工作提供理论指导。

设计方案试验验证。基于机理研究，开展验证试验，验证CFD模拟的流动和传热现象，验证安全分析程序传热传质关系式适用性，确定传热传质关系式包络因子，作为安全分析程序的输入。

设计方案安全壳安全评价。基于设计方案的机理研究和验证试验确定的输入，采用经安全审评方认可的安全壳安全分析程序，开展设计基准事故后安全壳冷却能力分析，确保满足安全壳安全分析验收准则。

对于常规非能动核电厂PCS冷却流道设计，空气导流板3采用全高度覆盖钢安全壳外表面。如图1所示，为常规非能动核电厂钢安全壳冷却流道设计示意图，空气导流板3由一系列支撑在钢安全壳1上悬挂在环腔内的面板拼接组成，自上而下由9层面板构成，顶部为1层面板构成导流板的扩散段，中间6层面板为矩形结构，组成空气导流板的绝大部分高度；底部面板使空气折流180°流进内环腔。

如图2所示，为本实施例提出的非能动核电厂钢安全壳冷却流道设计方案示意图。空气导流板3自上而下由多层面板构成，顶部面板通过支撑件和安全壳外壁面连接，构成空气导流板的扩散段；中间数层面板为矩形结构，组成空气导流板的主体部分；底部面板使空气折流180°流进上升段。本实施例提出的设计方案显著减少中间面板层数，可减少4层以上，安装空气导流板的区域可以减少50％以上；在冷却流道的底部，沿圆周方向增设多组贯穿屏蔽厂房、连接冷却流道和大气环境的管道。

发生破口事故或主蒸汽管道破裂等事故时，空气在空气下降空间23流动，在空气导流板3底部位置发生分流；一部分空气折流180°进入空气上升空间24，另一部分空气继续向下流动一段距离后，折流180°向上流动，然后在空气导流板3底部和第一部分空气混合后，进入上升段。与此同时，环境大气也可以通过所述空气辅助入口22进入下部环腔，在空气导流板3底部和第一部分空气混合后，进入空气上升空间24。

针对非能动核电厂钢安全壳冷却流道设计方案，本实施例以典型的大破口失水事故(LOCA)安全壳水膜冷却能力评价和停堆换料期间安全壳空气冷却能力评价为例，通过三个步骤进行性能论证。具体步骤如下：

S1、设计方案排热机理研究：

S1.1、事故后安全壳排热过程：

大破口LOCA事故安全壳水膜冷却过程，假设在核电厂额定功率运行期间，发生大破口LOCA事故。大量高能量流体从破口喷出，释放到安全壳内。在达到安全壳高压力整定值后，自动触发PCS系统投入，在重力作用下，冷却水从屏蔽罩上端设置排水系统中的储水箱流出，经过流量分配装置分配后在钢制安全壳外表面形成水膜。利用钢制安全壳壳体作为传热介质，蒸汽在安全壳内表面冷凝并加热内表面，然后通过导热将热量传递至钢壳体外表面。

大部分受热的钢安全壳1外表面被水膜覆盖，水膜表面蒸发带走热量。小部分未被水膜覆盖的钢安全壳1外表面则通过自然对流和辐射等方式向空气传热。钢安全壳1外表面水膜蒸发和自然对流加热空气上升空间24内的空气，空气密度减小。在空气上升空间24、空气下降空间23和大气环境空气密度差的驱动下，来自环境的空气通过空气入口21进入空气下降空间23。在空气导流板3尾部位置，空气出现分流现象。空气分流后，一部分空气折流180°进入空气上升空间24；另一部分空气继续向下流动一段距离后，折流180°向上流动，然后在空气导流板3底部和第一部分空气混合后，进入空气上升空间24。这两部分空气和水膜蒸发产生的蒸汽最终通过屏蔽厂房顶部中间位置的空气出口返回环境。未被蒸发的水膜在冷却流道底部积聚，通过贯穿屏蔽厂房的流道排放至外界环境中。

停堆换料期间安全壳空气冷却过程：假设在核电厂停堆换料期间，乏燃料池冷却系统(SFS)不可用时，非能动安全壳冷却水箱可为SFS提供冷却水源。停堆换料策略要求安全壳空气自然对流冷却能力应具备在事故后3天内排出7.12MW的堆芯初始衰变热。在安全壳空气冷却能力分析中，保守假设安全壳内置换料水箱(IRWST)丧失RNS冷却。

随着堆芯衰变热加热IRWST水箱，在水温升高接近饱和状态后，蒸发量显著增大，钢安全壳1温度和压力随之显著上升，钢安全壳1外表面的自然对流加热空气上升空间24空气，空气密度减小。空气上升空间24、空气下降空间23和大气环境空气密度差的驱动下，来自环境的空气进入空气下降空间23。在导流板尾部位置，空气出现分流现象。分流后的空气可通过对流换热方式带出安全壳热量，确保钢安全壳1的冷却能力。与此同时，环境大气通过冷却流道底部的管道，进入下部环腔，在空气导流板底部和第一部分空气混合后，进入空气上升空间24。

S1.2、事故后安全壳排热CFD模拟结果：

空气导流板尾部位置区域空气的分流现象和空气的带热过程显著区别于常规非能动核电厂PCS冷却流道。采用CFD分析工具，模拟假想事故后钢安全壳1冷却流道导流板尾部位置区域空气的流动行为。模拟表明，空气导流板尾部位置区域存在明显的空气分流现象。如图3所示，给出了空气导流板底部区域的空气速度矢量图和流线图。模拟结果表明，空气下降空间23空气流经空气导流板底部位置后，约90％体积的一部分空气折流180°直接进入空气上升空间24；约10％体积的另一部分空气继续向下流动一段距离后，折流180°，沿着钢安全壳1外壁面向上流动，在空气导流板尾部和第一部分空气混合后，进入空气上升空间24。

采用CFD分析工具，模拟事故后安全壳冷却流道有导流板区域、无导流板区域空气和安全壳壁面的带热能力。如图4所示，给出了沿安全壳高度方向，空气的带热能力。模拟结果表明，在空气分流现象的作用下，无导流板区域的空气可以有效带出安全壳热量，详见图4中0m～22m段曲线。需要说明的是，由于对流换热的入口效应，在空气上升空间24入口，空气的换热能力有显著增加，随后逐渐降低，详见图4中22m～34m段曲线。

S2、设计方案试验验证：

设计方案排热机理研究表明，空气在在导流板尾端存在折流、分流、汇合现象。分流后的空气继续向下流动，随后折流180°直接进入空气上升空间24，并通过对流换热方式带出安全壳热量。为了验证理论研究结论，策划并开展了非能动安全壳冷却能力验证试验。

如图5所示，给出了试验台架流程图和台架照片。试验台架主要包括试验本体、试验回路系统和辅助系统。这些系统的总体描述如下：

试验本体用于模拟安全壳外壁面和空气流道环腔，由加热平板、冷却平板和观测平板组成，围成方腔结构。试验本体段固定在支架上，可使试验段形成90°竖直于地面。

试验回路系统包括：供油系统、供水系统、供风系统和PIV系统。供油系统为试验主板提供加热热源；供水系统为水膜冷却试验工况提供冷却水源；供风系统为试验本体提供试验需求的风量；PIV系统用于观测PCS环腔内空气流场。

辅助系统包括给水系统、循环冷却水系统、低压交流供电系统和升降机平台等。

S3、设计方案安全壳安全评价：

本实施例提出的非能动核电厂钢安全壳冷却流道设计方案对安全壳安全评价有一定影响，需要进行安全评价。经评估，设计方案影响安全壳空气冷却能力分析和安全壳峰值压力分析。以这两类设计基准事故为例，给出设计方案安全评价。

安全壳峰值压力分析：

基于设计方案排热机理的研究，采用验证试验确定的输入，进行了大破口LOCA事故安全壳峰值压力分析。分析表明，PCS水膜蒸发现象仍然是安全壳最重要的排热途径。如图6所示，给出了峰值压力分析结果，分析表明安全壳的峰值压力小于安全壳设计压力，在事故后24小时内安全壳压力应降至峰值压力的一半以下，在长期堆芯冷却阶段应维持安全壳压力在较低水平，满足安全壳安全分析要求。

安全壳空气冷却能力分析：

根据CFD分析结果或者试验确定的输入，进行了安全壳空气冷却能力分析。分析表明，安全壳外壁面对流、辐射换热过程是排出安全壳内热量的主要途径。取消一定数量的导流板后，未覆盖导流板的安全壳排热能力有所削弱，但辐射能力有所增强。如图7所示，给出了安全壳空气冷却能力分析结果，分析表明安全壳的峰值压力小于安全壳设计压力，满足安全壳安全分析要求。

本实施例中的钢安全壳冷却流道设计方案和性能论证方法。该方案安全壳冷却能力不低于常规非能动核电厂安全壳，并且能够缩短项目建造周期、提高安装运维便利性，降低设备造价，具有显著的设计优化价值和经济效益。

实施例2：

本实施例提供了一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统工作方法，采用了如实施例1中所述的非能动核电厂钢安全壳冷却系统，包括：在发生事故时，排水系统将水浇注在钢安全壳顶部，使水膜覆盖钢安全壳外表面，通过水膜蒸发和空气自然对流传热带出钢安全壳内热量；外部空气在空气入口进入空气下降段，空气流经下降段后折流进入空气上升段，在空气出口排入大气，位于所述钢安全壳下部的空气通过辅助入口进入所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间的空间，辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段。

以上所述仅为本实施例的优选实施例而已，并不用于限制本实施例，对于本领域的技术人员来说，本实施例可以有各种更改和变化。凡在本实施例的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本实施例的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，包括：

钢安全壳；

多个空气导流板，分层设置在所述钢安全壳外的中上端；

屏蔽罩，设置在多个空气导流板外；所述屏蔽罩上端侧面开设有空气入口，顶部中间位置开设有空气出口；所述屏蔽罩底端侧面开设有空气辅助入口。

2.如权利要求1所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述空气辅助入口为多个，在所述屏蔽罩周向上均匀分布。

3.如权利要求2所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述空气辅助入口分为第一竖直段、与所述第一竖直段连通的水平段以及与所述水平段连通的第二竖直段；所述第一竖直段设置在所述屏蔽罩外，所述第一竖直段的空气入口竖直向下，所述第二竖直段位于所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间，所述第二竖直段的空气出口竖直向上。

4.如权利要求1所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，多个空气导流板将所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间的空间分为空气下降空间和空间上升空间；所述空气入口与所述空气下降空间连通。

5.如权利要求1所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述钢安全壳下端不设置空气导流板。

6.如权利要求5所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述钢安全壳外部设置空气导流板的面积不大于所述钢安全壳外部的总面积。

7.如权利要求1所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述空气入口为多个，在所述屏蔽罩周向上均匀分布。

8.如权利要求1所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述屏蔽罩上端设置有排水系统，所述排水系统的出水管位于所述钢安全壳的正上方。

9.如权利要求8所述的一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统，其特征在于，所述屏蔽罩的顶部设置为椭球形。

10.一种非能动核电厂钢安全壳冷却系统工作方法，其特征在于，采用了如权利要求1-9任一项所述的非能动核电厂钢安全壳冷却系统，包括：在发生事故时，排水系统将水浇注在钢安全壳顶部，使水膜覆盖钢安全壳外表面，通过水膜蒸发和空气自然对流传热带出钢安全壳内热量；外部空气在空气入口进入空气下降段，空气流经下降段后折流进入空气上升段，在空气出口排入大气，位于所述钢安全壳下部的空气通过辅助入口进入所述屏蔽罩和所述钢安全壳之间的空间，辅助通过下降段后的空气折流进入空气上升段。

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