CN204010703U - 一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型属于核电站安全系统，具体涉及一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统。该系统包括位于冷却水箱、地坑水热交换器、冷水管线、热水管线、入口隔离阀、出口隔离阀、喷射泵及取水管线组成。在核电站发生事故后，通过投入能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，能够对安全壳地坑水进行冷却，将安全壳内的热量最终导出到环境，防止地坑水出现沸腾导致的安全壳升温升压，最终保持安全壳的完整性。

Description

一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统

技术领域

本实用新型属于核电站安全系统，具体涉及一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统。

背景技术

核电站安全壳是防止放射性释放到环境的第四道屏障，在核电站发生事故后，必须将核电站安全壳内的热量最终导出到安全壳外，才能保证安全壳的完整性。

核电站发生事故后，堆芯仍有大量的衰变热持续释放。为了保持堆芯的冷却，维持安全壳的完整性，必须把堆芯产生的衰变热导出到安全壳外。正常情况下，通过余热排出系统将堆芯产生的衰变热导出到安全壳外。在一回路发生破口事故情况下，一回路冷却剂、注水堆芯的冷却水释放到安全壳，最终汇集到安全壳地坑。随着堆芯持续释放衰变热，如果无法把堆坑内的热量导出到安全壳外，将使安全壳地坑的水温上升，直到达到饱和，并造成安全壳温度、压力的上升，进而威胁到安全壳的完整性。

目前国内二代加核电站通过喷淋热交换器的方式排出安全壳内的热量,在安全壳喷淋失效后，无法将安全壳内的热量导出到安全壳外。西屋公司的第三代核电站AP1000，在丧失正常余热排出系统之后，通过非能动安全壳冷却系统排出安全壳内的热量。国内设计的三代核电站ACP1000在丧失余热排出系统，并且丧失安全壳喷淋时，采用非能动安全壳热量导出系统导出安全壳内的余热。后两类核电站均是在地坑水出现沸腾之后通过水蒸气的冷凝和空气的对流传热间接的将热量导出，由于空气的导热率低，造成安全壳始终维持在较高的温度、压力之上。

实用新型内容

本实用新型的目的在于针对现有技术缺陷，提供一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，在其他安全壳热量最终导出途径失效时，直接对安全壳内地坑水进行冷却，从而导出安全壳内的热量，确保核电站安全壳的完整性。

本实用新型的技术方案如下：一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，包括位于安全壳外的冷却水箱，以及位于安全壳内地坑可淹没区的地坑水热交换器，所述的冷却水箱设置在高于地坑的位置，冷却水箱与地坑水热交换器之间通过冷水管线和热水管线相连接，在所述冷水管线上连接有喷射泵。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的冷水管线上部连接冷却水箱的底部，冷水管线下部连接地坑水热交换器底部传热管入口联箱；所述的热水管线下部连接地坑水热交换器顶部传热管出口联箱，热水管线上部连接冷却水箱；并且热水管线顶部出口高度位于冷水管线顶部入口高度以上。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，在安全壳外的冷水管线底部设有入口隔离阀，在安全壳外的热水管线底部设有出口隔离阀。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述喷射泵位于冷水管线顶部入口和入口隔离阀之间。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的地坑水热交换器由若干“C”型传热管组成。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的地坑水热交换器有多台，每台地坑水热交换器单独通过冷水管线和热水管线与冷却水箱相连接，形成独立的系列。

本实用新型的有益效果如下：本实用新型所提供的地坑水冷却系统采用能动+非能动设计，在电源有效的情况下,能够使用喷射泵加强整个环路的流动，迅速的导出安全壳地坑水的热量，降低地坑水温度，在失去电源或者能动部件(喷射泵)失效的情况下，能够依靠冷却水箱和地坑水热交换器的高度差，建立自然循环驱动力，形成自然循环，非能动的导出地坑水热量。

附图说明

图1为能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统结构示意图。

图中：1.冷却水箱 2.冷水管线 3.喷射泵 4.入口隔离阀 5.地坑水热交换器 6.出口隔离阀 7.热水管线 8.反应堆 9.安全壳 10.安全壳地坑11.传热管入口联箱 12.传热管出口联箱

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。

如图1所示，一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，包括位于安全壳外的冷却水箱1，位于安全壳内地坑可淹没区的地坑水热交换器5，连接冷却水箱与地坑水热交换器的冷水管线2、热水管线7，分别位于安全壳9外部冷水管线2和热水管线7底部的入口隔离阀4和出口隔离阀6，位于冷水管线上的喷射泵3及取水管线，喷射泵3位于冷水管线2顶部入口和入口隔离阀4之间。

所述的冷水管线2上部连接冷却水箱1的底部，冷水管线2下部连接地坑水热交换器5底部传热管入口联箱11；所述的热水管线7下部连接地坑水热交换器5顶部传热管出口联箱12，热水管线7上部连接冷却水箱1；并且热水管线顶部出口高度位于冷水管线顶部入口高度以上。

在本实例中，上述设备按照设计需求，设计多列独立系统，每列系统中实现相同功能的设备结构、安全等级、容量一致。也就是说，可以在安全壳内地坑可淹没区设置多台地坑水热交换器，每台地坑水热交换器单独通过冷水管线和热水管线与相应的冷却水箱相连接，形成独立的系列，每个系列对应一台冷却水箱。

核电站正常运行下，入口隔离阀4或出口隔离阀6关闭。在事故工况下，由于一回路破口，一回路冷却剂释放到安全壳，同时安注系统将冷却水注入反应堆8，经过冷却堆芯后释放到安全壳9，将地坑水热交换器5淹没。在其他安全壳热量导出途径不可用的情况下，随着堆芯衰变热的释放，地坑内的水温度逐渐升高，此时核电站操作员判断，需要启用该系统后，将能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统的入口隔离阀4和出口隔离阀6打开。此时地坑水热交换器5内的水由于受到地坑水的加热，温度上升，密度下降，而冷水管线温度较低，密度较大，二者形成密度差，逐渐驱动环路形成自然循环流动。冷却水箱1中的冷水通过冷水管线2进入地坑水热交换器5，经过与地坑水的热交换后，温度上升，经过热水管线7进入冷却水箱1。在核电站有电的情况下，该系统的喷射泵3工作，在环路中形成流量较大的强迫流动，增加了地坑水热交换器5的换热功率。由于冷却水箱1具有一定的水装量，能够保持长时间对地坑水的冷却。在冷却水箱1中设置有辐射监测装置，当监测的冷却水箱内辐射剂量上升时，说明环路出现泄漏，则关闭入口隔离阀4和出口隔离阀6，防止放射性物质向环境释放。

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 (6)

1.一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：包括位于安全壳(9)外的冷却水箱(1)，以及位于安全壳(9)内地坑可淹没区的地坑水热交换器(5)，所述的冷却水箱(1)设置在高于地坑(10)的位置，冷却水箱(1)与地坑水热交换器(5)之间通过冷水管线(2)和热水管线(7)相连接，在所述冷水管线(2)上连接有喷射泵(3)。

2.如权利要求1所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：所述的冷水管线(2)上部连接冷却水箱(1)的底部，冷水管线(2)下部连接地坑水热交换器(5)底部传热管入口联箱(11)；所述的热水管线(7)下部连接地坑水热交换器(5)顶部传热管出口联箱(12)，热水管线(7)上部连接冷却水箱(1)；并且热水管线顶部出口高度位于冷水管线顶部入口高度以上。

3.如权利要求1或2所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：在安全壳外的冷水管线(2)底部设有入口隔离阀(4)，在安全壳外的热水管线(7)底部设有出口隔离阀(6)。

4.如权利要求3所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：所述喷射泵(3)位于冷水管线(2)顶部入口和入口隔离阀(4)之间。

5.如权利要求1或2所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：所述的地坑水热交换器(5)由若干“C”型传热管组成。

6.如权利要求1所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其特征在于：所述的地坑水热交换器(5)有多台，每台地坑水热交换器(5)单独通过冷水管线和热水管线与冷却水箱(1)相连接，形成独立的系列。