CN203882628U - 一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统 - Google Patents
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Abstract
本实用新型涉及一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其结构包括设置在安全壳内部的换热器和外部的水箱,水箱高于所述换热器,水箱底部通过下降管段与换热器入口相连接,在水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统,上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接,冷凝器的出口与水箱注水口连接,冷凝器上方设有喷淋装置,喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩,引流罩的顶部设有风机,引流罩的底部设有引风口。本实用新型能够在非能动系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段,将水箱温度维持在较低水平,使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率,实现安全壳的长期有效降温降压。
Description
技术领域
本实用新型涉及反应堆安全系统设计技术,具体涉及一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统。
背景技术
从上世纪八十年代开始,美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究,其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。
美国AP1000的非能动安全壳冷却系统采用非能动方式把安全壳内的热量散发到最终热阱-大气,如图1所示。正常运行工况下,空气从屏蔽构筑物顶部入口1进入,流过下降通道后又反向通过上升流道,带走安全壳容器壁传递的热量,最后从烟囱排至环境,在安全壳上方设置重力注水箱2。接到安全壳高压力信号后,系统的事故后运行自动启动,只需开启三个常关隔离阀中的任何一个,不需其他动作即可启动系统。系统的启动也可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。
无论从安全性还是经济性考虑,采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋,采用非能动安全壳热量导出系统,保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热,可以维持安全壳的完整性,缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和安全壳排热的要求,满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的排热要求。
另一方面,由于自然循环的技术特性,非能动安全壳热量导出系统的自然循环和排热能力与作为冷源的水箱温度是密切相关的,水温越低,越能促进排热功率的提高。目前的非能动安全壳热量导出系统的设计方案中,没有针对水箱(冷源)采用高效的冷却手段,因此在长期运行阶段,由于水箱温度较高并且得不到有效的冷却,非能动安全壳热量导出系统的自然循环和排热能力会明显下降,从而弱化了安全壳热量导出的速率,可能会使安全壳温度和压力回升到更高的水平。
实用新型内容
本实用新型的目的在于针对核电站安全设计的需要,提供一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,在核电站发生存在安全壳内升温升压现象的事故工况(包括设计基准事故和严重事故)时,将安全壳压力和温度降低至可接受的水平,并长时间保持在较低的温度压力水平下,以保持安全壳的完整性。
本实用新型的技术方案如下:一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,包括设置在安全壳内部的换热器和设置在安全壳外部的水箱,所述水箱的布置位置高于所述换热器,换热器设有上升管段和下降管段,所述水箱底部通过所述下降管段与换热器入口相连接,在所述水箱的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统,所述上升管段与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器入口相连接,所述冷凝器的出口与水箱注水口连接,冷凝器上方设有喷淋装置。
进一步,如上所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其中,所述的喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱上方的引流罩,引流罩的顶部设有风机,引流罩的底部设有引风口,所述的冷凝器和喷淋装置设置在引流罩的内部,在所述冷凝器的下方设有与水箱连通的蒸发集水过滤板。
更进一步,如上所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其中,所述喷淋装置通过管线与水箱连接,将水箱中的冷却水作为喷淋水源,在所述管线上设有喷淋泵、逆止阀、喷淋管线阀门。
进一步,如上所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其中,在引流罩内风机的下方设有集水板,集水板位于所述喷淋装置的上方。
进一步,如上所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其中,在所述的上升管段和下降管段上分别在安全壳外设置常开的安全壳隔离阀。
本实用新型的有益效果如下:(1)采用非能动的方案排出安全壳内热量,提高了系统的固有安全性;(2)能够在系统投入运行后始终为水箱提供高效的冷却手段,将水箱温度维持在较低水平,使得系统能够获得较高的自然循环能力和排热功率,实现安全壳的长期有效降温降压;(3)系统能够保证在设计基准和超设计基准事故情况下安全壳的长期排热。改进了传统能动安全系统核电厂对安全级电源的依赖,提高电厂的安全性;(4)可以显著提高严重事故下放射性物质向环境释放频率(LERF)的概率安全指标;(5)可以自动实现系统排热能力与安全壳排热需求的功率匹配,智能化的调节冷却效果,尤其在事故初期可以提供明显较高的排热能力;(6)可以实现水箱内冷却剂的充分利用,为赢得更长的事故后不干预时间提供了装备基础。
附图说明
图1为美国AP1000的非能动安全壳冷却系统示意图;
图2为本实用新型的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统结构示意图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本实用新型进行详细的描述。
本实用新型提供的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统采用非能动技术,发生全厂断电时,在没有操纵员干预的情况下,系统自动投入运行,利用自然循环实现安全壳的长期排热。同时采用能动的方式,在系统投入运行后,为水箱提供有效的冷却手段。安全壳排热时间可维持100小时以上,100小时后可以考虑其它补水或排热手段。
如图2所示,能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统设计采用自然循环的工作机制。在安全壳9内部设置换热器10,在安全壳9外部设置水箱6,所述水箱6的布置位置高于所述换热器10,换热器10设有上升管段7和下降管段19,上升管段7和下降管段19上分别在安全壳外设置常开的安全壳隔离阀8、20,水箱6底部通过所述下降管段19与换热器10入口相连接。在所述水箱6的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统,所述上升管段7与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器4入口相连接,所述冷凝器4的出口与水箱注水口连接,冷凝器4上方设有喷淋装置13。利用布置于安全壳9内的换热器10,通过蒸汽在换热器10传热管外壁面的冷凝和对流传热的方式,将安全壳9内高温高湿空气的热量带出,借助下降管段19与上升管段7之间的密度差形成的自然循环流动,将被加热的换热器10中的热量带入位于安全壳9外的冷凝器4。
喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱6上方的引流罩3,引流罩3的顶部设有风机11,引流罩3的底部设有引风口5,所述的冷凝器4和喷淋装置13设置在引流罩3的内部,在所述冷凝器4的下方设有与水箱6连通的蒸发集水过滤板17。在风机11的下方设有集水板12,所述集水板12位于所述喷淋装置13的上方。
喷淋装置13通过管线与水箱6连接,将水箱6中的冷却水作为喷淋水源,在所述管线上设有喷淋泵16、逆止阀15、喷淋管线阀门14。喷淋系统借助喷淋泵16从水箱6抽取喷淋水,再通过喷淋装置13的喷头喷洒到冷凝器4表面,一部分喷淋液滴吸收冷凝器4热量后转化为蒸汽,通过风机11的抽吸作用排入环境大气(被蒸汽夹带的水滴被集水板12滞留);另一部分以液态水的形式,连同集水板12滞留的液滴被重新收集,通过蒸发集水过滤板17重新汇入水箱6,为维持系统的自然循环提供补充水源。图2中18为水箱6内液面位置。
借助喷淋液滴的强化蒸发冷却,可以使冷凝器4内的水得到明显的冷却(降温20-40度),从而以较低温度的汇入水箱6。水箱6的布置位置高于换热器10,水箱6底部通过下降管段19与换热器10入口相连,可在重力作用下将冷却剂源源不断的注入换热器,以完成持续的系统带热循环。由于系统是由自然循环驱动的,安全壳9内温度越高,换热器10表面的换热强度越大,传热管内的水将得到更高的温度,也即意味着上升管段7具有更小的密度;而下降管段19的水由于得到了充分地冷却,从而引起上升管段7与下降管段19之间更大的密度差,于是系统获得更大的驱动压头,带来更强烈的循环流速和更大的排热能力,反之亦然。即系统的排热能力可以实现与排热需求的自动匹配和平衡。
本实用新型通过喷淋系统的蒸发冷却作用,使得冷凝器4内的流体得到充分有效降温。通过风机11,引流罩3和经由特殊设计的引风口5,使得蒸发速率得到增强。通过集水板12和蒸发集水过滤板17的收集作用,避免了液滴的夹带损失,使得水箱6中的冷却水得到充分的收集和利用。通过上述手段,使得水箱6可以最终收集到更低温度的冷却剂,于是促进了系统排热能力的提高,并最终实现安全壳9内更大程度的降温降压,为核电站提供了更加安全有效的事故缓解手段。
显然,本领域的技术人员可以对本实用新型进行各种改动和变型而不脱离本实用新型的精神和范围。这样,倘若对本实用新型的这些修改和变型属于本实用新型权利要求及其同等技术的范围之内,则本实用新型也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (5)
1.一种能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,包括设置在安全壳(9)内部的换热器(10)和设置在安全壳(9)外部的水箱(6),所述水箱(6)的布置位置高于所述换热器(10),换热器(10)设有上升管段(7)和下降管段(19),所述水箱(6)底部通过所述下降管段(19)与换热器(10)入口相连接,其特征在于:在所述水箱(6)的上方设有具备冷却、集水和过滤功能的喷淋冷却和液态水收集系统,所述上升管段(7)与喷淋冷却和液态水收集系统的冷凝器(4)入口相连接,所述冷凝器(4)的出口与水箱注水口连接,冷凝器(4)上方设有喷淋装置(13)。
2.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,
其特征在于:所述的喷淋冷却和液态水收集系统包括设置在水箱(6)上方的引流罩(3),引流罩(3)的顶部设有风机(11),引流罩(3)的底部设有引风口(5),所述的冷凝器(4)和喷淋装置(13)设置在引流罩(3)的内部,在所述冷凝器(4)的下方设有与水箱(6)连通的蒸发集水过滤板(17)。
3.如权利要求2所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其特征在于:所述喷淋装置(13)通过管线与水箱(6)连接,将水箱(6)中的冷却水作为喷淋水源,在所述管线上设有喷淋泵(16)、逆止阀(15)、喷淋管线阀门(14)。
4.如权利要求2所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其特征在于:在引流罩(3)内部风机(11)的下方设有集水板(12),集水板(12)位于所述喷淋装置(13)的上方。
5.如权利要求1所述的能动与非能动相结合的安全壳热量导出系统,其特征在于:在所述的上升管段(7)和下降管段(19)上分别在安全壳外设置常开的安全壳隔离阀(8、20)。
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WO2024103444A1 (zh) * | 2022-11-17 | 2024-05-23 | 中国核电工程有限公司 | 用于核电厂气溶胶去除的非能动喷淋系统及安全壳系统 |
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