CN205230604U - 核电安全壳冷热循环强化换热系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型涉及核电安全壳冷热循环强化换热系统。一种安全壳内的强化换热系统，所述强化换热系统在安全壳内包括：反应堆压力容器，冷热管，蒸汽发生器，自动降压系统，内置换料水箱，其中蒸汽发生器与反应堆压力容器通过冷热管相连接；所述强化换热系统还包括导流装置，所述导流装置在安全壳的内部空间中分隔出包括热流区域和冷流区域的多个区域，在破口和自动降压系统喷放流体时，导流装置引导较热流体在热流区域中流动，并且引导换热后形成的较冷流体在冷流区域中流动，从而在安全壳内部形成强迫换热循环。

Description

核电安全壳冷热循环强化换热系统

技术领域

本实用新型属于核电领域，涉及一种可用于核电站安全壳内的改善流体流动状态的系统，其可以强化热量载出能力，提高核电站的安全性。

背景技术

中国具有自主知识产权的CAP1400核电站，及更高功率的如CAP1700核电站作为三代核电站的代表，其核心的非能动堆芯冷却系统的主要特点是采用了ADS1-3（第一至三级自动降压系统）及ADS4（第四级自动降压系统）的自动降压系统和高压时的堆芯补水箱（CMT）安注、中压时的蓄压安注箱（ACC）安注、低压时的内置换料水箱（IRWST）安注和地坑安注的非能动自动安注系统。非能动安注系统和自动降压系统的综合应用可有效保证堆芯的长期冷却，保证核电站的安全。

在破口喷放以及自动降压系统触发后，会有较多的汽水混合物或蒸汽从主回路通过破口处以及自动降压系统阀门及管道喷放到安全壳内，使得安全壳压力和温度较快上升。安全壳有多种换热降压方式，其中很重要的一种是靠安全壳内较热气体上升后在安全壳内壁冷凝将热量载出安全壳，即堆芯产生的较热气体与安全壳换热后产生的较冷气体因密度差而产生了驱动力，热蒸汽向上传输，到达安全壳后遇冷变成较冷液体及气体，较冷气体回流，再与较热流体换热后变为热气体上升，循环往复将安全壳内热量载出安全壳。

但是，仅通过自然循环换热以及热蒸汽的自然上升遇壁面换热存在着换热效果较差，载热能力较低的问题，且破口以及自动降压系统的喷放较为无序，而且即使是作为在事故中存在的能量，也希望能够加以有效利用。

目前现有技术的安全壳内没有强化自然循环的流体通道。具体地，安全壳内的无较热的气/汽体向上流动以及较冷的气/汽体向下流动的引导流道；另外冷热气/汽体间无隔离装置，使得冷热气/汽体间易发生流体的搅混和热交换；再者，通过破口及非能动降压系统喷出的带有一定压头的流体如汽体，因流向与安全壳内自然循环的流向不完全一致，会对安全壳内的自然循环及其热移出带来较大的干扰。而事故后安全壳内气空间的热移出的有效方式是依靠安全壳内气体的自然循环，通过壳壁传出，但是因安全壳内尚无强化自然循环的设施，这不利于核电厂非LOCA事故下将堆芯衰变热移出安全壳，对于核电厂事故的缓解是不利的。

例如，特别是对于堆芯功率较大的核电站，如CAP1700核电站，因功率提升，事故过程中的衰变热功率更大，使得事故工况下安全壳内压力更高，需要采取更加有效的措施将壳内热量载到壳外，如仍采取现有技术的方案，则存在着安全壳内压力变高，安全性下降的风险。这也是大功率核电站亟需解决的问题。较大功率的核电站事故后安全壳内的压力较高，存在一定的失效风险，而目前安全壳内载出能力较低，难以应对这一风险。

实用新型内容

针对现有技术的缺陷，本实用新型提供一种用于加强核电站中安全壳内热量载出的系统，通过强化安全壳的热载出能力，能够有效降低安全壳内压力，提高核电站的安全性。

根据本实用新型的实施例，通过ADS1-4或破口等的喷放，使得安全壳内大空间的自然循环变为了带有一定驱动力的强迫循环，巧妙的将事故中破口及ADS1-4喷放能量有效利用，加强了安全壳内热量向外界导出能力，降低了安全壳的压力。同时将ADS1-4及破口等的无序喷放进行限制，使其干涉安全壳内原有的较微弱的自然循环换热或者使得强迫循环更加有序稳定。并且在通过导流装置导流后，在热流体与安全壳换热强度较大的区域，通过增加扰流装置、增加粗糙度、加大换热面积等方式强化其换热能力。通过上述多重措施，大大加强了安全壳内（特别是一二回路）释放的热流体向安全壳的传热，加强了堆芯余热载出能力，降低安全壳压力，提高了核电站的安全裕度。

根据本实用新型的优选实施例，提供了一种安全壳内的强化换热系统，所述强化换热系统在安全壳内包括：反应堆压力容器，冷热管，蒸汽发生器，自动降压系统，内置换料水箱，其中蒸汽发生器与反应堆压力容器通过冷热管相连接；所述强化换热系统还包括导流装置，所述导流装置在安全壳的内部空间中分隔出包括热流区域和冷流区域的多个区域，在破口和自动降压系统喷放流体时，导流装置引导较热流体在热流区域中流动，并且引导换热后形成的较冷流体在冷流区域中流动，从而在安全壳内部形成强迫换热循环。

根据本实用新型的优选实施例，所述导流装置为分别设置在常见破口及自动降压系统处的多个导流装置。

根据本实用新型的优选实施例，所述导流装置为设置成将常见破口和自动降压系统的喷放流体全部覆盖的整体导流装置。

根据本实用新型的优选实施例，所述导流装置设置用于带动位于安全壳中下部主回路附近的较热气体竖直向上运动，使热流体在一定驱动力下以较快的速度到达安全壳上部区域，接触安全壳并换热冷凝。

根据本实用新型的优选实施例，导流装置设置用于引导安全壳中下部热流体，使其在破口或自动降压系统喷放流体的带动下进行强迫循环换热，同时通过导流装置分隔安全壳中部较热流体和安全壳壁附近的较冷流体，形成自然循环通道。

根据本实用新型的优选实施例，导流装置设置在冷热管、DVI、主蒸汽管线的破口处，引导破口喷放的较热流体在安全壳内或安全壳中部竖直向上运动，约束安全壳内流体运动方向使其可靠有序，同时能增加安全壳内流体向外部的载热。

根据本实用新型的优选实施例，导流装置设置在安全壳内置换料水箱上部区域，建立通过PRHR将内置换料水箱加热后相对较轻气体与安全壳壁面附近遇冷后的较重气体的自然循环通道，强化内置换料水箱加热后气体的自然循环，最终将堆芯衰变热有效的移出安全壳。

根据本实用新型的优选实施例，通过改变安全壳内表面的粗糙度、增加扰流结构等方式加强流体与安全壳间的换热。

根据本实用新型的优选实施例，在通过导流装置的导流而使得与热流体发生较强换热的安全壳上部区域，通过增加其换热面积、改变流体流型、破坏流体边界层，加强其与较热流体间的换热。

根据本实用新型的优选实施例，导流装置为导流板，导流筒，或导流片。

通过所提供的描述将更明显看到本实用新型更多的适用领域。应当理解，本部分的描述和特定例子仅用于说明，并不限制本实用新型的范围。

附图说明

结合附图，通过本文提供的优选实施例，将能够更好地理解本实用新型。本文提供的附图只是为了说明目的，而不会限制本实用新型的范围，其中：

图1为根据本实用新型的实施例的结构示意图。

图2为根据本实用新型的实施例的安全壳内部的示意图。

图3为安全壳内非能动堆芯冷却系统布置图。

图4为主回路系统和非能动堆芯冷却系统的示意图。

图5为系统内管路连接示意图。

具体实施方式

现在将参照附图更全面地描述本实用新型的实施例。下列描述本质上仅仅是示例性的，并不限制本实用新型及其应用。

参照图1，示出了根据本实用新型的实施例的结构示意图。其中附图标记1为反应堆压力容器；附图标记2为冷热管；附图标记3为蒸汽发生器；附图标记4为导流装置；附图标记5为自动降压系统（如自动降压系统ADS1-4）；附图标记6为破口；附图标记7为较热流体；附图标记8为较冷流体；附图标记9为安全壳。

继续参照图1并结合图2，本实用新型的安全壳内强化换热系统包括设置在安全壳9内的反应堆压力容器1、冷热管2、蒸汽发生器3、导流装置4、自动降压系统5等。安全壳9例如可以安装在安全壳基座上（未示出）。蒸汽发生器3与反应堆压力容器1通过冷热管2相连接。

在事故发生时，安注系统（如堆芯补水箱、蓄压安注箱、内置换料水箱、地坑安注）可以向压力容器1内注入冷却液体，对反应堆压力容器1内的堆芯组件进行冷却。安全壳内非能动堆芯冷却系统布置如图3所示。其中非能动安全壳冷却系统利用钢制安全壳壳体作为一个传热面，安全壳内由堆芯等产生的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到钢壳体，受热的钢壳体通过外表面的对流、辐射和蒸发等热传递机理，将热量传递到外界环境热阱中。

如图4所示，主回路系统和非能动堆芯冷却系统是安全壳内部的主要系统。非能动堆芯冷却系统包含CMT（堆芯补水箱）、ACC（蓄压安注箱）、IRWST（安全壳内置换料水箱）、非能动余热排出热交换器（PRHRHX）、地坑、喷洒器（Sparger）等设备。其中自动降压系统（ADS）由4级降压管线及阀门，ADS1-3分离器和喷洒器组成。在试验过程中模拟原型ADS实现主回路系统的可控降压功能。ADS1-3降压管线可以各有两组，每组由1、2、3级相互并联的三条管线构成，每条管线串联有节流孔板和气动球阀。每一组均从稳压器顶部接管接出，并与稳压器（PZR）安全阀并联，然后与ADS1-3分离器入口相连。ADS1-3分离器后的管线分为液体管线和蒸汽管线，汇合后最终与IRWST喷洒器入口相连。

参照图1-4，反应堆主回路系统（RCS）由两个与反应堆压力容器（RPV）相连的环路组成，每个环路包括一台蒸汽发生器（SG）、两台主泵（RCP）以及一根热管段（HL）和两根冷管段（CL），组成了冷却剂的闭式循环回路。另外，系统还可以包括稳压器（PZR）以及连接稳压器和热管的波动管。其中冷却剂泵又称为主泵，它的作用是为反应堆冷却剂提供驱动压头，保证足够的强迫循环流量通过堆芯，把反应堆产生的热量送至蒸汽发生器。蒸汽发生器是压水堆一回路、二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生器二次侧的给水，产生蒸汽推动汽轮机做功。其主要功能为：1）在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发生器传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机发电；2）主冷却剂系统在高温、高压下工作，其设备和管道构成压力边界，它是防止放射性外漏的重要屏障。如图5所示，其为系统内管路连接示意图。

本实用新型的实施例在破口及ADS1-4处增设导流装置，同时调整ADS1-4内流体喷放方向，例如使其竖直向上喷放，从而引导破口和ADS1-4喷放的流体竖直向上运动，同时带动位于安全壳中下部主回路附近的较热气体竖直向上运动，使热流体在一定驱动力下以较快的速度到达安全壳上部区域，接触安全壳并换热冷凝。

具体地，本实用新型的导流装置可以是板状元件，其可以设在常见破口处和自动降压系统处，该板状元件在安全壳的内部空间中分隔出多个区域，例如在安全壳的中部形成了用于较热流体流动的热流区域，并且在安全壳的壁附近形成了用于较冷流体流动的冷流区域，通过这种方式形成流动通道，在热流区域的流动通道中，较热流体沿着板状元件向上流动，到达安全壳的顶部进行了热交换，热量消耗之后的流体变为了较冷流体，在有较热流体从热流区域部段涌上的情况下，较冷流体可以沿着安全壳的壁向下流动，由此形成了加强的换热循环，提高了安全壳的安全性。

根据本实用新型的实施例，通过调整ADS1-4管线布置，使得从ADS1-4管线喷放出流体的方向是可调的，从而使得其促进蒸汽的循环，例如可以使其的方向为竖直向上。布置的导流装置可以位于常见发生破口的位置以及ADS1-4管线末端附近。也可同时较多地兼顾安全壳中下部热流体，使其在破口或ADS1-4喷放流体的带动下进行强迫循环换热。同时通过导流装置分隔安全壳中部较热流体和安全壳壁附近的较冷流体，形成自然循环通道，加强其自身的自然循环能力。

除了布置在ADS1-4附近以外，本实用新型的导流装置还可以布置在冷热管、DVI（安注总管）、主蒸汽管线等常见破口处，引导破口喷放的较热流体在安全壳内或安全壳中部竖直向上运动，约束安全壳内流体运动方向使其可靠有序，同时能增加安全壳内流体向外部的载热。

导流装置根据实际布置可有多种形式，如导流板、导流筒、导流片等。导流装置数量也可多种，如可以通过一个大的导流装置将破口、ADS1-4的喷放流体全部覆盖，或者可针对破口、ADS1-4等不同位置设置多个导流装置，分别导流。

类似地，可以在安全壳内置换料水箱（IRWST）上部区域增设导流装置，建立通过非能动余热排出热交换器将IRWST加热后相对较轻气体与安全壳壁面附近遇冷后的较重气体的自然循环通道，强化IRWST加热后气体的自然循环，最终将堆芯衰变热有效的移出安全壳。

为了加强安全壳体本身的换热能力，可通过改变安全壳内表面的粗糙度、增加扰流结构等方式加强流体与安全壳间的换热，特别是在通过导流装置的导流而使得与热流体发生较强换热的安全壳上部区域，通过增加其换热面积、改变流体流型、破坏流体边界层等方式，加强其与较热流体间的换热。例如在安全壳上部区域的内表面采用粗糙度较高的金属材料，加强导流出的热流体与安全壳间的换热。

综上，通过优化安全壳内流体的强迫循环、强化安全壳内流体的自然循环，加大安全壳内表面的换热系数，增强安全壳内热流体与安全壳的换热能力，提高核电站安全性。

上面已经参照具体实施例详细描述了本实用新型，显然，在不脱离所附权利要求中所限定的本实用新型范围的情况下，可以进行更改和变化。更具体地，尽管本实用新型的一些方面在本文中被确定为优选的或者有利的，但是本实用新型不必限制于本实用新型的这些优选实施例。

Claims (10)

1.一种安全壳内的强化换热系统，其特征在于，所述强化换热系统在安全壳内包括：

反应堆压力容器，冷热管，蒸汽发生器，自动降压系统，内置换料水箱，其中蒸汽发生器与反应堆压力容器通过冷热管相连接；

所述强化换热系统还包括导流装置，所述导流装置在安全壳的内部空间中分隔出包括热流区域和冷流区域的多个区域，在破口和自动降压系统喷放流体时，导流装置引导较热流体在热流区域中流动，并且引导换热后形成的较冷流体在冷流区域中流动，从而在安全壳内部形成强迫换热循环。

2.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，所述导流装置为分别设置在常见破口及自动降压系统处的多个导流装置。

3.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，所述导流装置为设置成将常见破口和自动降压系统的喷放流体全部覆盖的整体导流装置。

4.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，所述导流装置设置用于带动位于安全壳中下部主回路附近的较热气体竖直向上运动，使热流体在一定驱动力下以较快的速度到达安全壳上部区域，接触安全壳并换热冷凝。

5.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，导流装置设置用于引导安全壳中下部热流体，使其在破口或自动降压系统喷放流体的带动下进行强迫循环换热，同时通过导流装置分隔安全壳中部较热流体和安全壳壁附近的较冷流体，形成自然循环通道。

6.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，导流装置设置在冷热管、DVI、主蒸汽管线的破口处，引导破口喷放的较热流体在安全壳内或安全壳中部竖直向上运动，约束安全壳内流体运动方向使其可靠有序，同时能增加安全壳内流体向外部的载热。

7.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，导流装置设置在安全壳内置换料水箱上部区域，建立通过PRHR将内置换料水箱加热后相对较轻气体与安全壳壁面附近遇冷后的较重气体的自然循环通道，强化内置换料水箱加热后气体的自然循环，最终将堆芯衰变热有效的移出安全壳。

8.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，通过改变安全壳内表面的粗糙度、增加扰流结构等方式加强流体与安全壳间的换热。

9.根据权利要求1所述的强化换热系统，其特征在于，在通过导流装置的导流而使得与热流体发生较强换热的安全壳上部区域，通过增加其换热面积、改变流体流型、破坏流体边界层，加强其与较热流体间的换热。

10.根据权利要求1-9中任一项所述的强化换热系统，其特征在于，导流装置为导流板，导流筒，或导流片。