CN205722811U - 一种核电站的长期安全壳冷却系统 - Google Patents

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CN205722811U CN201620407448.XU CN201620407448U CN205722811U CN 205722811 U CN205722811 U CN 205722811U CN 201620407448 U CN201620407448 U CN 201620407448U CN 205722811 U CN205722811 U CN 205722811U
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武心壮
夏栓
邱健
施伟
王建平
刘春丽
苑景田
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黄秀杰
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Abstract

本实用新型提供一种核电站的长期安全壳冷却系统，其包括:包壳；喷淋装置；排汽管线和空气冷凝器。本实用新型提供的核电站的长期安全壳冷却系统，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，并通过空气冷凝器实现自然循环，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。

Description

一种核电站的长期安全壳冷却系统
技术领域
本实用新型涉及核电站安全保护系统，具体涉及一种核电站的长期安全壳冷却系统。
背景技术
传统压水堆在失水事故或安全壳内蒸汽管道破裂事故时，利用安全壳喷淋系统排出安全壳内热量，降低安全壳压力和温度，以达到维持安全壳的完整性。在发生上述事故时，第三代非能动压水堆核电站利用钢制安全壳作为一个传热表面，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至钢壳体。受热的钢壳外表面通过对流、辐射和蒸发等热传递机制，由水和空气冷却。水由安全壳顶部水箱提供，热量以显热和水蒸气的形式通过自然循环的空气带出，来自环境的空气通过一个常开流道进入，沿安全壳外壁上升，最终通过一个高位排气口返回环境，实现带走安全壳内热量的目的。
在传统压水堆中，最终热阱功能的实现需依赖旋转机械，第三代非能动压水堆核电站的安全壳冷却系统中，安全壳顶部水箱的容量是有限的。若能设计一种结构简单的长期安全壳冷却系统，并以大气为最终热阱，将使核电站的安全保护系统更加安全可靠。
实用新型内容
本实用新型针对现有技术的不足，提出一种核电站的长期安全壳冷却系统。
核电站的长期安全壳冷却系统包括:
包壳；所述包壳设置在安全壳的外部；所述包壳和所述安全壳之间设有空隙；所述空隙形成冷却腔室；
喷淋装置；所述喷淋装置经配置用以将水均匀洒在安全壳的外表面；
排汽管线；所述排气管线设置在所述冷却腔室的顶部，经配置用以排出蒸汽带走热量；
空气冷凝器；所述空气冷凝器设置在所述冷却腔室的顶部，经配置用以将蒸汽冷凝并返回形成自然循环以实现长期冷却。
优选地，所述喷淋装置包括喷淋集管和喷头；水经所述喷淋集管并通过所述喷头洒到安全壳外表面。
优选地，还包括注水箱；所述注水箱经配置用于存储高压气体和水，并向所述喷淋装置提供水。
优选地，所述注水箱为高压注水箱。
优选地，所述注水箱通过注入管线与所述喷淋装置连接。
优选地，所述注入管线上设有注入管线隔离阀和止回阀。
优选地，所述排汽管线设有排汽管线隔离阀。
与现有技术相比，本实用新型具有以下有益效果：
1、本实用新型提供的核电站的长期安全壳冷却系统，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，并通过空气冷凝器实现自然循环，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
附图说明
图1为符合本实用新型优选实施例的核电站的长期安全壳冷却系统的示意图。
其中，1—安全壳；2—包壳；3—冷却腔室；4—高压注水箱；5—注入管线；6—注入管线隔离阀；7—注入管线止回阀；8—喷淋集管；9—喷头；10—排汽管线；11—排汽管线隔离阀；12—再循环管线；13—空气冷凝器；14—再循环管线止回阀
具体实施方式
为使本实用新型的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本实用新型作进一步详细的说明。
如图1所示，核电站的长期安全壳冷却系统包括:
包壳2；所述包壳2设置在安全壳1的外部；所述包壳2和所述安全壳1之间设有空隙；所述空隙形成冷却腔室3；
喷淋装置；所述喷淋装置经配置用以将水均匀洒在安全壳1的外表面；
排汽管线10；所述排气管线10设置在所述冷却腔室3的顶部，经配置用以排出蒸汽带走热量；
空气冷凝器13；所述空气冷凝器13设置在所述冷却腔室3的顶部，经配置用以将蒸汽冷凝并返回形成自然循环以实现长期冷却。
优选地，所述喷淋装置包括喷淋集管8和喷头9；水经所述喷淋集管8并通过所述喷头9洒到安全壳外表面。
优选地，还包括注水箱4；所述注水箱4经配置用于存储高压气体和水，并向所述喷淋装置提供水。
优选地，所述注水箱4为高压注水箱。
优选地，所述注水箱4通过注入管线5与所述喷淋装置连接。
优选地，所述注入管线5上设有注入管线隔离阀6和止回阀7。
优选地，所述排汽管线10设有排汽管线隔离阀11。
与现有技术相比，本实施例具有以下有益效果：
1、本实施例提供的核电站的长期安全壳冷却系统，利用高压注射将水洒到安全壳外表面对安全壳进行冷却，并通过空气冷凝器实现自然循环，保证安全壳不超压，维持安全壳的完整性，具有简单和可靠的优点。
本实施例的核电站的长期安全壳冷却系统的工作原理如下：核电站的长期安全壳冷却系统设置在安全壳外，电站正常运行时，安全壳冷却系统处于备用状态，注入管线隔离阀6关闭，高压注水箱被隔离，排汽管线隔离阀11处于常开状态。
当发生事故且需要安全壳冷却系统作为热阱时，注入管线隔离阀6打开，高压注水箱4中水在高压气体的作用下，通过注入管线5进入喷淋集管8，并经过喷头9洒到安全壳1的外表面，水在重力的作用下沿着安全壳1外表面向下流动，流动过程中不断吸热转变为蒸汽，随后脱离安全壳表面在冷却腔室3中向上流动，最终经过排汽管线10流入大气，从而将安全壳1的热量带出。
当需要安全壳冷却系统长期运行时，关闭排汽管线隔离阀11，蒸汽经过再循环管线12进入空气冷凝器13，将热量传递给空气，冷凝后进入喷淋集管8，完成自然循环。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本实用新型的范围。
显然，本领域的技术人员可以对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等同技术的范围之内，则本实用新型也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (7)

1.一种核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，包括:
包壳；所述包壳设置在安全壳的外部；所述包壳和所述安全壳之间设有空隙；所述空隙形成冷却腔室；
喷淋装置；所述喷淋装置经配置用以将水均匀洒在安全壳的外表面；
排汽管线；所述排气管线设置在所述冷却腔室的顶部，经配置用以排出蒸汽带走热量；
空气冷凝器；所述空气冷凝器设置在所述冷却腔室的顶部，经配置用以将蒸汽冷凝并返回形成自然循环以实现长期冷却。
2.如权利要求1所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，所述喷淋装置包括喷淋集管和喷头；水经所述喷淋集管并通过所述喷头洒到安全壳外表面。
3.如权利要求1所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，还包括注水箱；所述注水箱经配置用于存储高压气体和水，并向所述喷淋装置提供水。
4.如权利要求3所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，所述注水箱为高压注水箱。
5.如权利要求3所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，所述注水箱通过注入管线与所述喷淋装置连接。
6.如权利要求5所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，所述注入管线上设有注入管线隔离阀和止回阀。
7.如权利要求1所述的核电站的长期安全壳冷却系统，其特征在于，所述排汽管线设有排汽管线隔离阀。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN105788675A (zh) * 2016-05-06 2016-07-20 上海核工程研究设计院 一种核电站的长期安全壳冷却系统

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