CN204029397U - 非能动冷却系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开一种非能动冷却系统，包括换热回路系统及多级喷淋设备，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述多级喷淋设备设于所述安全壳外并连通所述安全壳外的冷凝水池，所述多级喷淋设备包括多个位于不同高度的喷淋单元，多个所述喷淋单元对所述换热回路系统进行非能动喷淋。本实用新型不依赖外部动力便可实现事故下安全壳内余热的导出功能，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力；多级喷淋设备实现事故后不同阶段对换热回路系统的不同流量的非能动喷淋，强化冷却系统的导热能力。

Description

非能动冷却系统

技术领域

本实用新型涉及核电站反应堆安全设备领域，尤其涉及一种适用于混凝土安全壳的非能动冷却系统。

背景技术

核电的使用是人类在能源利用史上的一个重大突破，利用原子核的裂变反应，核电厂能够产生其他所有传统化石能源所无法比拟的高能量输出，并且这些高能量输出往往只需要耗费少量的核燃料，这种低投入高产出的特性，使得人类日益重视对核能的利用，并不断加大在核能领域的研究开发，时至今日，核能已成为世界上许多国家的重要能源组成部分。然而，核电具有极高利用价值的同时，也可能带来很大的危害，在使用核电的过程中，如果保护不当而致使出现核泄漏等重大事故，将会对核电厂周边的环境乃至全人类带来极其严重的核污染灾害。

压水堆核电站中，一回路是指冷却水把核燃料放出的热能带出反应堆压力容器，并进入蒸汽发生器，通过数以千计的传热管，把热量传给管外的二回路水，使水沸腾产生蒸汽；冷却水流经蒸汽发生器后，再由主泵送入反应堆压力容器，这样来回循环。当反应堆一回路发生大破口失水的安全事故时，反应堆压力容器内的冷却水变少，因此，反应堆压力容器的温度会迅速上升，若不及时冷却并将反应堆压力容器的热量导出，可能使安全壳的温度及压力升高，从而引致更严重的安全事故，因此，需要对安全壳设置进一步的安全保障。

现有的安全壳广泛采用混凝土结构，其是防止放射性产物释放到大气环境中的最后一道屏障。由于混凝土本身的导热性能很差，且壁厚较厚，因此在事故后，不可能依靠混凝土安全壳本身来将壳内的热量迅速有效地排出至大气环境中。目前，事故后安全壳内余热的排出都是通过能动的冷却设施来实现的，这些冷却设施的运行都依赖于外部动力，一旦发生全场断电等情况就会导致严重后果。

因此，有必要提供一种不依赖于外部动力就能实现事故下安全壳内余热快速导出的非能动冷却系统，以解决上述现有技术的不足。

实用新型内容

本实用新型的目的在于提供一种不依赖于外部动力就能实现事故下安全壳内余热快速导出的非能动冷却系统。

为实现上述目的，本实用新型的技术方案为：提供一种非能动冷却系统，其用于对安全壳内的热量进行导出，所述非能动冷却系统包括换热回路系统及多级喷淋设备，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述多级喷淋设备设于所述安全壳外并连通所述安全壳外的冷凝水池，所述多级喷淋设备包括多个位于不同高度的喷淋单元，多个所述喷淋单元对所述换热回路系统进行非能动喷淋。

较佳地，所述换热回路系统包括外换热器，所述外换热器设于所述安全壳外，多个所述喷淋单元均设于所述外换热器的上方；通过在外换热器的上方设置不同高度的多个喷淋单元，使多级喷淋设备的流量与事故后需要导出的安全壳内的衰变热有关，即，使事故后不同阶段，外换热器受到不同流量且始终具有较低温度冷凝水的喷淋，实现对外换热器的非能动喷淋流量控制，降低外换热器的出口温度，强化冷却系统的导热能力。

较佳地，所述换热回路系统还包括内换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述内换热器容置于所述安全壳内，所述外换热器高于所述内换热器，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。

较佳地，所述下降管道上设有第一阀门，所述第一阀门位于所述安全壳内。

较佳地，所述内换热器容置于所述安全壳内的反应堆堆坑内。

较佳地，每一所述喷淋单元均包括喷淋管道、喷头及第二阀门，所述喷淋管道的一端贯穿地连接于所述冷凝水池的侧壁，所述喷淋管道的另一端设有所述喷头，且所述喷头位于所述外换热器的上方，所述第二阀门设于所述喷淋管道上；喷淋单元的结构设置，使得在保持外换热器的出口温度必要的喷淋流量下，可尽量减少过度喷淋所造成的喷淋流量损失。

较佳地，所述非能动冷却系统还包括空冷通道，所述空冷通道的两端连通大气空间，所述外换热器容置于所述空冷通道内，多个所述喷淋单元均伸入所述空冷通道内并位于所述外换热器的上方；将外换热器设于空冷通道的下部，通过加热空冷通道下部的空气，有利于形成稳定持续的大气自然循环，进一步强化冷却系统的导热能力，通过此空冷通道带走部分热量而节约喷淋流量，以进一步延长冷凝水的利用时间。

较佳地，所述非能动冷却系统还包括相间隔设置的第一隔板及第二隔板，所述第一隔板与所述第二隔板之间形成所述空冷通道。具体地，第一隔板连接于冷凝水池的一侧壁的下端，第二隔板设于冷凝水池的一侧并与第一隔板相间隔，外换热器容置于空冷通道的下部，喷淋单元伸入空冷通道的上部。

较佳地，所述非能动冷却系统还包括泄压管线，所述泄压管线设于所述安全壳内的压力容器的回路上，所述泄压管线上设有泄压阀，所述泄压管线的输出端位于所述安全壳内；当压力容器的一回路发生大破口失水时，由于一回路冷却水变少，无法迅速冷却反应堆压力容器，反应堆压力容器内部的温度及压力会快速升高，因此，利用所述泄压管线对一回路进行快速泄压，一方面可以对一回路内部进行降压，另一方面一回路降压后可以使反应堆堆坑内的冷却水更容易且快速地从一回路破口处注入。另外，所述泄压管线的输出端位于所述安全壳内可以防止核污染物质排放到安全壳外，造成核泄漏。

较佳地，所述非能动冷却系统还包括设于所述安全壳内且高于所述安全壳内的反应堆堆坑的高位换料水池，所述高位换料水池连通所述反应堆堆坑；发生事故时，高位换料水池内的冷却水自动注入反应堆堆坑，被淹没的压力容器外壁将反应堆堆芯的衰变热持续有效地导出至反应堆堆坑中。

较佳地，所述内换热器的入口位于下端，所述内换热器的出口位于上端；所述外换热器的入口位于上端，所述外换热器的出口位于下端。

与现有技术相比，由于本实用新型的非能动冷却系统，包括换热回路系统及多级喷淋设备，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述多级喷淋设备设于所述安全壳外并连通所述安全壳外的冷凝水池，所述多级喷淋设备包括多个位于不同高度的喷淋单元，多个所述喷淋单元对所述换热回路系统进行非能动喷淋。当反应堆一回路发生事故时，安全壳内的热量传导至换热回路系统并加热换热回路系统内的低沸点冷却介质并使其蒸发，冷却介质在换热回路系统内循环从而将安全壳内的热量导出至大气环境，不依赖于外部交流电源等动力便可实现事故下安全壳内余热的导出功能，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力；而多级喷淋设备的设于不同高度的多个喷淋单元，实现事故后不同阶段对换热回路系统的不同流量的非能动喷淋，强化冷却系统的导热能力；同时整个过程都伴有一定的空气冷却能力，以达到强化系统冷却能力并延长系统作用周期的目的。

附图说明

图1是本实用新型非能动冷却系统的结构示意图。

图2是图1中多级喷淋设备的放大示意图。

图3是图1中冷却水及冷却介质的流向示意图。

具体实施方式

现在参考附图描述本实用新型的实施例，附图中类似的元件标号代表类似的元件。

如图1所示，本实用新型所提供的非能动冷却系统100，用于对混凝土安全壳101内的热量进行导出。其中，所述安全壳101内设有反应堆堆坑102及容置于所述反应堆堆坑102内的压力容器103；所述安全壳101内还设置有高位换料水池104，所述高位换料水池104的位置高于反应堆堆坑102的位置，且高位换料水池104通过一管路连通反应堆堆坑102，高位换料水池104内装有冷却水；高位换料水池104高于反应堆堆坑102是为了保证在发生紧急事故时，高位换料水池104内的冷却水能自动注入反应堆堆坑102，实现对反应堆压力容器103的快速淹没，从而利用被淹没的压力容器103的外壁将反应堆堆芯的衰变热持续有效地导出至冷却水中，免去使用水泵抽水，实现非能动注水，防止事故时因断电而无法注水的情况出现，提高安全性；所述安全壳101外还设有冷凝水池110。

所述非能动冷却系统100包括换热回路系统及多级喷淋设备111，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳101以将安全壳101内的热量导出安全壳101外，所述多级喷淋设备111设于安全壳101外并连通所述冷凝水池110，所述多级喷淋设备111包括多个设于不同高度的喷淋单元112，多个所述喷淋单元112对所述换热回路系统进行非能动喷淋。

继续参阅图1所示，所述换热回路系统包括内换热器105、上升管道106、外换热器107、下降管道108及冷却介质。所述内换热器105容置于安全壳101内，本实施例中，内换热器105容置于反应堆堆坑102内，内换热器105具有入口及出口，内换热器105的入口位于下端，内换热器105的出口位于上端；外换热器107设于安全壳101外，且其位置高于所述内换热器105的位置，所述外换热器107的入口位于上端，外换热器107的出口位于下端。所述上升管道106密封地贯穿安全壳101并连通内换热器105的出口及外换热器107的入口，下降管道108密封地贯穿安全壳101并连通所述外换热器107的出口及所述内换热器105的入口，且下降管道108上还设有第一阀门108a，本实施例中，第一阀门108a位于所述安全壳101内。所述冷却介质在内换热器105、上升管道106、外换热器107、下降管道108形成的循环通道内流动。

当然，内换热器105并不限于本实施例中的容置于反应堆堆坑102内，其还可以容置于安全壳101内的其他位置。

另外，所述冷凝水池110的位置高于外换热器107的位置；且所述非能动冷却系统100还包括空冷通道109，空冷通道109设于冷凝水池110与安全壳101之间，且外换热器107容置于空冷通道109内，多级喷淋设备111的多个喷淋单元112均设于外换热器107的上方并连通所述冷凝水池110。

当事故发生时，利用被淹没的压力容器103的外壁将反应堆堆芯的衰变热持续有效地导出至反应堆堆坑102内的冷却水中，反应堆堆坑102内的水温持续升高，被加热的水将内换热器105中的低沸点冷却介质加热，冷却介质受热蒸发，经内换热器105的出口、上升管道106进入安全壳101外的外换热器107，在外换热器107中放热冷凝，将安全壳101内的热量导出至大气环境最终热阱；冷却介质在外换热器107中放热冷凝后，在重力作用下经外换热器107的出口、下降管道108回到安全壳101内部的内换热器105中，形成闭式回路，不依赖于外部动力源便可实现事故下将安全壳101内的余热导出；多级喷淋设备111的多个喷淋单元112实现非能动地喷淋冷却外换热器107，实现事故较长时间周期内系统冷却能力的强化。

再次参阅图1所示，所述非能动冷却系统100还包括泄压管线113，泄压管线113设于压力容器103的回路上，所述泄压管线113上设有泄压阀113a，所述泄压管线113的输出端位于所述安全壳101内。这样，当一回路发生大破口失水时，由于一回路冷却水变少，无法迅速冷却压力容器103，压力容器103内部的温度及压力会快速升高，因此，利用所述泄压管线113对一回路进行快速泄压，一方面可以对一回路内部进行降压，另一方面一回路降压后可以使反应堆堆坑102内的冷却水更容易且快速地从一回路破口处注入。另外，所述泄压管线113的输出端位于所述安全壳101内可以防止核污染物质排放到安全壳101外，避免造成核泄漏。

结合图1、图2所示，空冷通道109的两端连通大气空间，外换热器107容置于空冷通道109的下部，所述上升管道106的一端伸入空冷通道109内并连通外换热器107的入口。多级喷淋设备111的多个喷淋单元112均连接于冷凝水池110的侧壁并连通冷凝水池110，且多个喷淋单元112均伸入所述空冷通道109的上部并位于所述外换热器107的上方。将外换热器107设于空冷通道109的下部，可通过加热空冷通道109下部的空气，有利于形成稳定持续的大气自然循环，进一步强化冷却系统100的导热能力，通过此空冷通道109带走部分系统热量而节约喷淋流量，以进一步延长冷凝水的利用时间。

具体地，所述空冷通道109由相间隔设置的第一隔板109a、第二隔板109b形成，第一隔板109a连接于冷凝水池110的设有多级喷淋设备111的侧壁的下端，即第一隔板109a沿冷凝水池110的设有多级喷淋设备111的侧壁向下延伸，第二隔板109b设于冷凝水池110的一侧并与第一隔板109a相间隔，所述第一隔板109a与所述第二隔板109b之间的间隙即形成所述空冷通道109。

继续结合图1、图2所示，多个所述喷淋单元112沿竖直方向相间隔地设于所述冷凝水池110的侧壁且均连通冷凝水池110；通过在冷凝水池110的侧壁上设置不同液位高度的多个喷淋单元112，使得事故后的不同阶段，外换热器107受到不同流量且始终具有较低温度冷凝水的喷淋，实现对外换热器107的非能动喷淋流量控制，降低外换热器107的出口处的温度，强化冷却系统100的导热能力。

本实施例中，多级喷淋设备111优选包括三个喷淋单元112，三个喷淋单元112依次相间隔地设于冷凝水池110的侧壁上，且每个喷淋单元112均伸入空冷通道109内。具体地，每一喷淋单元112均包括喷淋管道1121、第二阀门1122及喷头1123，喷淋管道1121的一端贯穿地连接于所述冷凝水池110的侧壁，喷淋管道1121的另一端连接有喷头1123，且喷头1123位于所述外换热器107的上方，第二阀门1122设于喷淋管道1121上。多级喷淋设备111的流量与事故后需要导出的安全壳101内的衰变热有关，即，事故初期安全壳101内聚集大量的衰变热，此时打开所有喷淋单元112的第二阀门1122，所有喷淋单元112均对外换热器107进行非能动喷淋，喷淋流量相对较大；事故后期安全壳101内的衰变热相对初期较低，同时随着冷凝水池110内水位的降低，多级喷淋设备111的喷淋量逐步减少，喷淋流量相对较小；使得事故后的不同阶段，外换热器107受到不同流量且始终具有较低温度冷凝水的喷淋；同时，第二阀门1122的设置，可根据事故的不同阶段，选择使用一个或多个喷淋单元112，使得在保持外换热器107的出口温度必要的喷淋流量下，可尽量减少过度喷淋所造成的喷淋流量损失。

下面结合图1-图3所示，对本实用新型的非能动冷却系统100的工作原理进行说明。

当一回路大破口失水，反应堆压力容器103温度异常时，泄压阀113a打开，一回路内部向安全壳101内泄压。同时，高位换料水池104内的冷却水由于压力差而自动注入反应堆堆坑102，将压力容器103快速淹没，利用被淹没的压力容器103外壁将反应堆堆芯的衰变热持续有效地导出至反应堆堆坑102内的冷却水中，反应堆堆坑102内的水温持续升高。

反应堆堆坑102内被加热的水将内换热器105中的低沸点冷却介质加热，低沸点冷却介质受热蒸发，在冷却循环通道两侧密度差的作用下，冷却介质经内换热器105的出口、上升管道106进入安全壳101外的外换热器107，在外换热器107中放热冷凝，从而将安全壳101内的热量导出至大气环境最终热阱；冷凝后的冷却介质在重力作用下经外换热器107的出口、下降管道108回到安全壳101内部的内换热器105中，形成闭式回路。因此，不依赖交流电源，即可实现事故下混凝土式安全壳101的余热导出，提高核电厂的安全性，尤其具有对全场断电及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力，实现断电情况下安全壳101及反应堆的长期安全可控。

而多级喷淋设备111的各级喷淋单元112设于不同高度，因此，在事故后的不同阶段，外换热器107受到不同流量且始终较低温度的喷淋，实现外换热器107的非能动喷淋流量控制，降低外换热器107出口温度，强化冷却系统100的导热能力；同时，在保持外换热器107出口温度所需的必要喷淋流量下，可尽量减少过度喷淋所造成的流量损失。

此外，外换热器107整体布置在空冷通道109的下部，通过加热下部空气，有利于形成稳定持续的大气自然循环，进一步强化冷却系统100的导热能力，通过此空冷带走部分热量而节约喷淋流量，以进一步延长冷凝水的利用时间，达到强化系统冷却能力并延长系统作用周期的目的。

由于本实用新型的非能动冷却系统100，换热回路系统及多级喷淋设备111，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳101以将安全壳101内的热量导出安全壳101外，所述多级喷淋设备111设于安全壳101外并连通安全壳101外的冷凝水池110，所述多级喷淋设备111包括多个位于不同高度的喷淋单元112，多个所述喷淋单元112对所述换热回路系统进行非能动喷淋。当反应堆一回路发生事故时，安全壳内的热量传导至换热回路系统并加热换热回路系统内的低沸点冷却介质并使其蒸发，冷却介质在换热回路系统内循环从而将安全壳内的热量导出至大气环境，因此不依赖于外部交流电源等动力便可实现事故下安全壳101内余热的导出功能，提高核电站的安全性，尤其提高在全场断电以及完全丧失冷却链等超设计工况下的防护能力；而多级喷淋设备111的设于冷凝水池的不同液位高度的多个喷淋单元112，实现事故后不同阶段对换热回路系统中的外换热器107的不同流量的非能动喷淋，强化冷却系统100的导热能力；同时整个过程都伴有一定的空气冷却能力，以达到强化系统冷却能力并延长系统作用周期的目的。

以上所揭露的仅为本实用新型的优选实施例而已，当然不能以此来限定本实用新型之权利范围，因此依本实用新型申请专利范围所作的等同变化，仍属本实用新型所涵盖的范围。

Claims (11)

1.一种非能动冷却系统，用于对安全壳内的热量进行导出，其特征在于：所述非能动冷却系统包括换热回路系统及多级喷淋设备，所述换热回路系统密封地贯穿所述安全壳以将所述安全壳内的热量导出所述安全壳外，所述多级喷淋设备设于所述安全壳外并连通安全壳外的冷凝水池，所述多级喷淋设备包括多个位于不同高度的喷淋单元，多个所述喷淋单元对所述换热回路系统进行非能动喷淋。

2.如权利要求1所述的非能动冷却系统，其特征在于：所述换热回路系统包括外换热器，所述外换热器设于所述安全壳外，多个所述喷淋单元均设于所述外换热器的上方。

3.如权利要求2所述的非能动冷却系统，其特征在于：所述换热回路系统还包括内换热器、上升管道、下降管道及冷却介质，所述内换热器容置于所述安全壳内，所述外换热器高于所述内换热器，所述上升管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述内换热器的出口及所述外换热器的入口，所述下降管道密封地贯穿所述安全壳并连通所述外换热器的出口及所述内换热器的入口，所述冷却介质在所述内换热器、所述上升管道、所述外换热器、所述下降管道形成的循环通道内流动。

4.如权利要求3所述的非能动冷却系统，其特征在于：所述下降管道上设有第一阀门，所述第一阀门位于所述安全壳内。

5.如权利要求3所述的非能动冷却系统，其特征在于：所述内换热器容置于安全壳内的反应堆堆坑内。

6.如权利要求2所述的非能动冷却系统，其特征在于：每一所述喷淋单元均包括喷淋管道、喷头及第二阀门，所述喷淋管道的一端贯穿地连接于所述冷凝水池的侧壁，所述喷淋管道的另一端设有所述喷头，且所述喷头位于所述外换热器的上方，所述第二阀门设于所述喷淋管道上。

7.如权利要求2所述的非能动冷却系统，其特征在于：还包括空冷通道，所述空冷通道的两端连通大气空间，所述外换热器容置于所述空冷通道内，多个所述喷淋单元均伸入所述空冷通道内并位于所述外换热器的上方。

8.如权利要求7所述的非能动冷却系统，其特征在于：还包括相间隔设置的第一隔板及第二隔板，所述第一隔板与所述第二隔板之间形成所述空冷通道。

9.如权利要求1所述的非能动冷却系统，其特征在于：还包括泄压管线，所述泄压管线设于安全壳内的压力容器的回路上，所述泄压管线上设有泄压阀，所述泄压管线的输出端位于所述安全壳内。

10.如权利要求1所述的非能动冷却系统，其特征在于：还包括设于所述安全壳内且高于安全壳内的反应堆堆坑的高位换料水池，所述高位换料水池连通所述反应堆堆坑。

11.如权利要求3所述的非能动冷却系统，其特征在于：所述内换热器的入口位于下端，所述内换热器的出口位于上端，所述外换热器的入口位于上端，所述外换热器的出口位于下端。