CN205230605U - 核电站非能动安全壳冷却系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型公开了一种核电站非能动安全壳冷却系统，其包括：安全壳内蒸发器、安全壳外冷凝器，以及连接安全壳内蒸发器和安全壳外冷凝器的工质上升管道和工质下降管道，其中，安全壳外设有冷却水箱，冷却水箱底部设有局部凹陷，安全壳外冷凝器容置于局部凹陷中。本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统中，冷却水箱底部局部凹陷，可保证安全壳外冷凝器长时间浸没，提高换热效率，在排出同样热量负荷下，可减少冷却水箱容积，降低冷却水箱的高度和重量，提高安全壳的整体抗震性能。

Description

核电站非能动安全壳冷却系统

技术领域

本实用新型属于核电站反应堆设计领域，更具体地说，本实用新型涉及一种核电站非能动安全壳冷却系统。

背景技术

日本福岛核事故发生后，全球对于核电站针对全厂断电(甚至完全丧失交流电源)和丧失最终热阱等超设计基准事故缓解措施的可靠性，以及持续提高核电站总体安全水平给予了越来越多的关注。

核电站的安全壳是防止放射性物质释放到环境中的最后一道包容屏障，在任何事故工况下，都应控制安全壳内的温度和压力，以确保安全壳的完整性。因此，研究可靠的安全壳冷却系统成为核电站设计、研发的一个关键领域。目前，核电站安全壳冷却系统包括能动安全壳冷却系统和非能动安全壳冷却系统。

目前，能动安全壳冷却系统的研发已较成熟，但是，非能动安全壳冷却系统研究进展缓慢。上世纪八十年代，美国、法国、德国、日本、俄罗斯等国开始了非能动技术的研究，产生了第三代核电技术。在事故工况下，非能动安全先进核电机组不需要交流电源和应急发电机，利用地球引力、气体膨胀、密度差引起的对流、蒸发、冷凝等自然现象来驱动核电站的安全系统，带走堆芯余热，从而控制事故工况，显著提高了核电站的安全性。

现有一种非能动安全壳冷却系统采用非能动的方式将安全壳内热量散发到最终热阱-大气中，其中，正常运行工况下，空气从屏蔽构筑物顶部入口进入，流过下降通道后又反向通过上升流道，带走安全壳内壁传递的热量，最后从烟囱排至大气。安全壳顶部设有重力注水箱，接收到安全壳高压信号后，系统自动启动，只需开启三个常关隔离阀中的任一个，不需其他动作即可启动系统，系统的启动还可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。

现有另一种非能动安全壳冷却系统中，增设了全壳内蒸发器、安全壳外冷凝器和安全壳外冷却水箱等主要设备。但是，上述技术中，安全壳外冷凝器布置在安全壳外冷却水箱底部平底之上，此布置方式要求冷却水箱容积较大，并且大容量的水在安全壳高位，对安全壳的整体抗震不利。

有鉴于此，却有必要提供一种具有理想抗震性能的核电站非能动安全壳冷却系统。

实用新型内容

本实用新型的目的在于：提供一种具有理想抗震性能的核电站非能动安全壳冷却系统。

为了实现上述发明目的，本实用新型提供了一种核电站非能动安全壳冷却系统，其包括安全壳内蒸发器、安全壳外冷凝器，以及连接安全壳内蒸发器和安全壳外冷凝器的工质上升管道和工质下降管道，其中，安全壳外设有冷却水箱，冷却水箱底部设有局部凹陷，安全壳外冷凝器容置于局部凹陷中。

作为本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的一种改进，所述局部凹陷的高度大于安全壳外冷凝器的高度。

作为本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的一种改进，所述安全壳内蒸发器工质与安全壳外冷凝器工质的密度差为950kg/立方米以上。

作为本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的一种改进，所述工质上升管道上设有隔离阀，所述工质下降管道上设有隔离阀。

相对于现有技术，本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统具有以下优点：

1)冷却水箱底部局部凹陷，可保证安全壳外冷凝器长时间浸没，提高了换热效率，在同样排出热量负荷下，可减少冷却水箱容积，降低冷却水箱的高度和重量，提高安全壳的整体抗震性能。

2)冷凝器下沉布置，有效增加了冷凝器的浸没时间，保证了系统的安全性。能保证超设计基准事故(包括严重事故工况)下，长时间对安全壳的内部进行非能动冷却，保证安全壳的完整性，提高核电站的安全性。

3)降低了冷却水箱的高度，提高了冷却水箱内设备、冷却水箱外管道、阀门的操作、检修的便利性，降低核电站的建造成本。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统进行详细说明，附图中：

图1为本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的结构示意图。

图2为本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的循环原理示意图。

具体实施方式

为了使本实用新型的发明目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，对本实用新型进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本实用新型，并非为了限定本实用新型。

请参阅图1所示，本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统包括：安全壳内蒸发器10、安全壳外冷凝器20，以及连接安全壳内蒸发器10和安全壳外冷凝器20的工质上升管道30和工质下降管道40。安全壳外设有冷却水箱50，冷却水箱50的底部设有局部凹陷502，局部凹陷502的高度大于安全壳外冷凝器20的高度，安全壳外冷凝器20容置并浸没于局部凹陷502中。

此外，为了保证本实用新型非能动安全壳冷却系统的安全运行，工质上升管道30上设有隔离阀302，工质下降管道40上设有隔离阀402。

本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统的循环原理为：安全壳内蒸发器10和安全壳外冷凝器20采用分离设置，并通过工质上升管道30和工质下降管道40连通形成一个自然循环回路。

工作时，热管内的工质汇集在安全壳内蒸发器10，安全壳内蒸发器10被安全壳内高温水蒸汽-空气混合物加热后，工质蒸发，产生的蒸汽通过工质上升管道30到达安全壳外冷凝器20释放出潜热而凝结成液体，在重力作用下，经工质下降管道40回到安全壳内蒸发器10，如此循环往复运行。整个回路循环不需要外部驱动力，仅靠工质上升管道30和工质下降管道40的密度差即可形成自然循环，通过吸热蒸发和冷凝放热将安全壳内大气的热量导出至安全壳外冷却水箱50中。冷却水箱50中的水温升高至饱和蒸发，最终将安全壳内热量导出至环境大气中。

在图示循环回路中，为了确保工质上升管道30和工质下降管道40之间形成一定的密度差，其所能提供的压头足以平衡蒸汽流动和液体流动的压力损失，维持系统的正常运行而不再需要增加额外的动力，安全壳内蒸发器10和安全壳外冷凝器20之间必须有足够的高位差。

请参阅图2所示，分离式热管的循环压头由三部分产生：对应高度区间H2的安全壳内蒸发器10工质与下降管道40工质之间的密度差、对应高度区间H1的安全壳外冷凝器20工质与上升管道30工质之间的密度差、以及对应高度区间H的上升管道30与下降管道40之间的密度差，可以用公式ΔP＝(ρ_L-ρ_V)gH表示。根据该公式可知，高度差的增大可使自然循环推动力提高，循环流量也越大，从而传热能力也越强。

由于热管回路内主要依靠相变来进行传热，安全壳外冷凝器20工质与安全壳内蒸发器10内的工质密度差较大，可达950kg/m³以上，同时系统内介质换热前后焓差较大，因而所需自然循环流量较小(即要克服的阻力较小)，因而系统对冷热芯的高位差要求较小。此外，由于驱动力增大引起蒸发段工质流动阻力增大必然会影响工质的自然循环。因此，存在一个最优高位差，工程中需根据试验、理论分析结果和工程实际情况来确定优化高度差。

需要说明的是，虽然本说明书中仅以闭式热管非能动安全壳热量排出系统为例描述了本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统，但是，本领域的技术人员可以理解的是，本实用新型也适用于所有在安全壳外冷却水箱内设置冷凝器的非能动安全壳热量排出系统。

结合以上对本实用新型的详细描述可以看出，相对于现有技术，本实用新型核电站非能动安全壳冷却系统至少具有以下优点：

1)冷却水箱底部局部凹陷，可保证安全壳外冷凝器长时间浸没，提高了换热效率，在同样排出热量负荷下，可减少冷却水箱容积，降低冷却水箱的高度和重量，提高安全壳的整体抗震性能。

2)冷凝器下沉布置，有效增加了冷凝器的浸没时间，保证了系统的安全性。能保证超设计基准事故(包括严重事故工况)下，长时间对安全壳的内部进行非能动冷却，保证安全壳的完整性，提高核电站的安全性。

3)降低了冷却水箱的高度，提高了冷却水箱内设备、冷却水箱外管道、阀门的操作、检修的便利性，降低核电站的建造成本。

根据上述说明书的揭示和教导，本实用新型所属领域的技术人员还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本实用新型并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本实用新型的一些修改和变更也应当落入本实用新型的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本实用新型构成任何限制。

Claims (4)

1.一种核电站非能动安全壳冷却系统，其包括安全壳内蒸发器、安全壳外冷凝器，以及连接安全壳内蒸发器和安全壳外冷凝器的工质上升管道和工质下降管道，其特征在于：所述安全壳外设有冷却水箱，冷却水箱底部设有局部凹陷，安全壳外冷凝器容置于局部凹陷中。

2.根据权利要求1所述的核电站非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述局部凹陷的高度大于安全壳外冷凝器的高度。

3.根据权利要求1所述的核电站非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述安全壳内蒸发器工质与安全壳外冷凝器工质的密度差为950kg/立方米以上。

4.根据权利要求1所述的核电站非能动安全壳冷却系统，其特征在于：所述工质上升管道上设有隔离阀，所述工质下降管道上设有隔离阀。