CN208111094U - 一种冷却系统 - Google Patents

Abstract

本实用新型提供一种冷却系统，应用于核电站，冷却系统包括冷却水池和循环回路，所述循环回路包括蒸发器、冷凝器、第一管路和第二管路，其中，所述蒸发器设置于所述核电站的乏燃料水池内，所述冷凝器设置于所述冷却水池内；所述第一管路连通所述蒸发器和所述冷凝器；所述第二管路的第一管口与所述冷凝器连通，所述第二管路的第二管口与所述蒸发器连通，所述第二管路的第一管口的位置高于所述第二管路的第二管口的位置。本实用新型的冷却系统，确保核电站处于全厂断电情况下依然可以带出乏燃料水池中乏燃料的衰变热，防止乏燃料过热损坏。

Description

一种冷却系统

技术领域

本实用新型涉及核电安全技术领域，尤其涉及一种冷却系统。

背景技术

核电站的安全性是核电站设计运行的首要考虑因素，其中，当核反应堆关闭的时候，链式核反应也随之停止，然而由于衰变产物的衰变，乏燃料仍然会放出大量的热量。因此，如何安全的处理核电站内乏燃料水池内衰变热，成为人们关注的问题。

从核反应堆中移除的乏燃料通常会储存在装满水的乏燃料水池中，乏燃料水池需要对乏燃料的放射性提供屏蔽的同时，长时间保存乏燃料以使其冷却。现有技术中，通过在乏燃料水池内设计电能驱动的泵，借助泵将乏燃料水池中的水抽出，并与外界热阱进行换热来排出乏燃料水池内的热量以实现对乏燃料水池的冷却。然而，当核电站出现全厂断电情况时，乏燃料水池失去冷却，乏燃料水池的温度持续升高直至沸腾蒸发，乏燃料可能裸露、升温破损，使核电站存在安全隐患。

实用新型内容

本实用新型实施例提供一种冷却系统，以解决目前核电站在出现全厂断电情况时，乏燃料可能裸露、升温破损，使核电站存在安全隐患的问题。

第一方面，本实用新型实施例提供一种冷却系统，应用于核电站，所述冷却系统包括冷却水池和循环回路，所述循环回路包括蒸发器、冷凝器、第一管路和第二管路，其中，所述蒸发器设置于所述核电站的乏燃料水池内，所述冷凝器设置于所述冷却水池内；所述第一管路连通所述蒸发器和所述冷凝器；所述第二管路的第一管口与所述冷凝器连通，所述第二管路的第二管口与所述蒸发器连通，所述第二管路的第一管口的位置高于所述第二管路的第二管口的位置。

可选的，所述蒸发器包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列；和/或

所述冷凝器包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列。

可选的，每个换热管路均为管排结构。

可选的，每个换热管路均为超导热管。

可选的，所述冷却系统还包括第三管路，所述第三管路的第一管口与所述冷却水池连通，所述第三管路的第二管口与所述乏燃料水池连通，所述第三管路的第一管口的位置高于所述第三管路的第二管口的位置。

可选的，所述冷却水池内的水中包含硼元素。

可选的，所述冷却系统还包括第四管路，所述第四管路的第一管口与所述冷却水池连通，所述第四管路的第二管口与外界水源连通。

可选的，所述核电站还包括反应堆安全壳，所述反应堆安全壳的外表面设有冷却水膜，所述冷却水池设置于所述反应堆安全壳的顶部，所述冷却水池与所述冷却水膜连通。

可选的，所述冷却系统还包括第一隔离阀，所述第一隔离阀设置于所述第三管路内。

可选的，所述冷却系统还包括第二隔离阀，所述第二隔离阀设置于所述第二管路内。

本实用新型实施例中提供的冷却系统，应用于核电站，冷却系统包括冷却水池和循环回路，所述循环回路包括蒸发器、冷凝器、第一管路和第二管路，其中，所述蒸发器设置于所述核电站的乏燃料水池内，所述冷凝器设置于所述冷却水池内；所述第一管路连通所述蒸发器和所述冷凝器；所述第二管路的第一管口与所述冷凝器连通，所述第二管路的第二管口与所述蒸发器连通，所述第二管路的第一管口的位置高于所述第二管路的第二管口的位置。由此，冷媒在蒸发器吸收乏燃料水池内的热量并在冷凝器释放到冷却水池内，释放后的冷媒受到重力的影响重新回到蒸发器内进行吸热，以非能动的方式循环将乏燃料水池内的热量排出，在核电站处于全厂断电情况下依然可以带出乏燃料水池内乏燃料的衰变热。

附图说明

为了更清楚地说明本实用新型实施例的技术方案，下面将对本实用新型实施例描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本实用新型的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为本实用新型一实施例提供的冷却系统的结构示意图；

图2为本实用新型一实施例提供的冷却系统的安装位置示意图。

具体实施方式

下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。

请参阅图1，图1为本实用新型一实施例提供的冷却系统的结构示意图。本实用新型提供的冷却系统，应用于核电站，冷却系统包括冷却水池110和循环回路120，所述循环回路120包括蒸发器121、冷凝器122、第一管路123和第二管路124，其中，所述蒸发器121设置于所述核电站的乏燃料水池内，所述冷凝器122设置于所述冷却水池110内；所述第一管路123连通所述蒸发器121和所述冷凝器122；所述第二管路124的第一管口与所述冷凝器122连通，所述第二管路124的第二管口与所述蒸发器121连通，所述第二管路124的第一管口的位置高于所述第二管路124的第二管口的位置。

乏燃料是燃耗深度已达到预设卸料燃耗，从反应堆中卸出且不再在反应堆中使用的核燃料组件中的核燃料，乏燃料存储在乏燃料水池内，在乏燃料水池内释放衰变热。本实用新型实施例中，乏燃料水池设置于安全壳外的燃料厂房内。

冷却水池110设置于安全壳外与环境连通的水池，冷却水池110作为乏燃料水池的热阱。循环回路120内的冷媒在蒸发器121处吸收乏燃料水池内的热量汽化，并随着第一管路123一路上升进入冷凝器122，又在冷凝器122内释放热量至冷却水池110内，从而冷凝回液态，再随着第二管路124流回蒸发器121吸热，从而形成不断将乏燃料水池内热量传递到冷却水池110内的循环回路120。

通过将第二管路124的第一管口的位置高于所述第二管路124的第二管口的位置设置，从而能够使液态的冷媒在第一管路123和第二管路124内冷媒密度差的作用下沿第二管路124流回蒸发器121，循环回路120整个换热过程无需任何能量驱动，实现对乏燃料水池的非能动排热。

由此，冷媒在蒸发器吸收乏燃料水池内的热量并在冷凝器释放到冷却水池内，液态的冷媒在第一管路和第二管路密度差的作用下重新回到蒸发器内进行吸热，以非能动的方式循环将乏燃料水池内的热量排出，在核电站处于全厂断电情况下依然可以带出乏燃料水池中乏燃料的衰变热。

可选的，所述冷却系统还包括第二隔离阀160，所述第二隔离阀160设置于所述第二管路124内。

本实施例中，冷却系统为核电站对乏燃料水池的备用冷却系统，用于在核电站断电的情况下通过非能动的方式实现对乏燃料水池的冷却。在核电站断电的情况下，可以手动开启第二隔离阀，冷却系统从而能够对乏燃料水池进行冷却。

另外，可以第二隔离阀160可以为在通电时常闭、断电常开的电磁阀，在核电站断电的情况下，第二隔离阀160打开，冷却系统从而能够对乏燃料水池进行冷却。

可选的，所述蒸发器121包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列；和/或，

所述冷凝器122包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列。

蒸发器121的多个换热管路可以设置于乏燃料水池内的多个侧壁上，多个换热管路能够增加蒸发器121与乏燃料水池之间的换热面积，提高蒸发器121内冷媒对乏燃料水池的吸热效率。第一管路123和第二管路124分别连通该多个换热管路的两个管口。

同样的，冷凝器122的多个换热管路可以设置于冷却水池110内的多个侧壁上，多个换热管路能够增加冷凝器122与冷却水池之间的换热面积，提高冷凝器122内冷媒对冷却水池110的放热效率。第一管路123和第二管路124分别连通该多个换热管路的两个管口。

进一步地，每个换热管路均为管排结构，换热管路为管排结构，从而增大每个换热管路的换热面积，提高了循环回路120在循环过程中乏燃料水池向冷却水池110的排热效率。

进一步地，每个换热管路均为超导热管。超导热管的换热能力是普通合金常规导热管的10倍以上，将换热管路采用超导热管能够大大提高循环回路与冷却水池和乏燃料水池之间的换热效率，提高了循环回路120在循环过程中乏燃料水池向冷却水池110的排热效率。

可选的，所述冷却系统还包括第三管路130，所述第三管路130的第一管口与所述冷却水池110连通，所述第三管路130的第二管口与所述乏燃料水池连通，所述第三管路130的第一管口的位置高于所述第三管路130的第二管口的位置。

乏燃料水池在升温沸腾或某些破口事故情况下水量会不断减少，为保持乏燃料始终被冷却水覆盖需要为乏燃料水池补水。本实施例中，第三管路130分别连通冷却水池110和乏燃料水池，在乏燃料水池内的水位低于预设水位时，冷却水池110以非能动的方式将池内的水通过第三管路130注入乏燃料水池内，确保乏燃料水池的水位足以淹没和冷却乏燃料。

第三管路130连通冷却水池110的第一管口可以设置于冷却水池110的底壁，水压较大从而提高冷却水池110注入乏燃料水池的速率；第三管路130的第一管口也可以设置于距离底壁预设距离的侧壁上，能够确保冷却水池110内存留足量的水，可以用来吸收冷凝器122内冷媒释放的热量。

通过第三管路130，冷却水池110既作为乏燃料水池的热阱，又作为乏燃料水池的补水水源，提高了冷却水池110的功能性，减少了额外增设补水设备对乏燃料水池补水的成本。

其中，所述冷却水池110内的水中包含硼元素。乏燃料水池内需含有满足反应性控制要求的硼元素，在乏燃料水池内的硼元素和乏燃料水池内的水共同消耗后，通过将冷却水池110内包含硼元素的水注入乏燃料水池，从而硼元素随冷却水池110内的水一并补充至乏燃料水池内，从而满足乏燃料水池对反应性控制的要求。

另外，所述冷却系统还包括第四管路140，所述第四管路140的第一管口与所述冷却水池110连通，所述第四管路140的第二管口与外界水源连通。

随着冷却水池110内的水注入乏燃料水池中，冷却水池110的水减少，为确保冷却水池110内的水量，第四管路140分别连通外界水源和冷却水池110，在冷却水池110内的水位低于水位阈值时，外界水源经第四管路140往冷却水池110中补水。

本实施例中，所述冷却系统还包括第一隔离阀150，所述第一隔离阀150设置于所述第三管路130内。

在乏燃料水池内的水位低于预设水位时，电动或手动打开第一隔离阀150，从而冷却水池110内的水通过第三管路130注入乏燃料水池中。

进一步地，请参阅图2，所述核电站还包括反应堆安全壳200，所述反应堆安全壳200的外表面设有冷却水膜，所述冷却水池110设置于所述反应堆安全壳200的顶部，所述冷却水池110与所述冷却水膜连通。

反应堆安全壳200是反应堆最外围的建筑，用于防止放射性物质逸散到环境中。反应堆安全壳200外表面覆盖有冷却水膜用于降低反应堆安全壳内部温度压力，通过将冷却水池110设置于反应堆安全壳200的顶部，并且与冷却水膜连通，从而冷却水池110作为冷却水膜的水源，冷却水池110内的水受重力作用下流至冷却水膜中，为反应堆安全壳200降温降压。

本实施例中，在冷却水池110作为乏燃料水池的热阱、作为乏燃料水池的补水水源的过程中，同时还作为冷却水膜的水源，提高了冷却水池110的利用率，也节省了额外建造冷却水膜的水源的成本。

以上所述，仅为本实用新型的具体实施方式，但本实用新型的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本实用新型揭露的技术范围内，可轻易想到变化或替换，都应涵盖在本实用新型的保护范围之内。因此，本实用新型的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (10)

1.一种冷却系统，应用于核电站，其特征在于，所述冷却系统包括冷却水池和循环回路，所述循环回路包括蒸发器、冷凝器、第一管路和第二管路，其中，所述蒸发器设置于所述核电站的乏燃料水池内，所述冷凝器设置于所述冷却水池内；所述第一管路连通所述蒸发器和所述冷凝器；所述第二管路的第一管口与所述冷凝器连通，所述第二管路的第二管口与所述蒸发器连通，所述第二管路的第一管口的位置高于所述第二管路的第二管口的位置。

2.根据权利要求1所述的冷却系统，其特征在于，所述蒸发器包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列；和/或

所述冷凝器包括首尾相连的多个换热管路，所述多个换热管路相互平行间隔排列。

3.根据权利要求2所述的冷却系统，其特征在于，每个换热管路均为管排结构。

4.根据权利要求2所述的冷却系统，其特征在于，每个换热管路均为超导热管。

5.根据权利要求1所述的冷却系统，其特征在于，所述冷却系统还包括第三管路，所述第三管路的第一管口与所述冷却水池连通，所述第三管路的第二管口与所述乏燃料水池连通，所述第三管路的第一管口的位置高于所述第三管路的第二管口的位置。

6.根据权利要求5所述的冷却系统，其特征在于，所述冷却水池内的水中包含硼元素。

7.根据权利要求6所述的冷却系统，其特征在于，所述冷却系统还包括第四管路，所述第四管路的第一管口与所述冷却水池连通，所述第四管路的第二管口与外界水源连通。

8.根据权利要求5所述的冷却系统，其特征在于，所述核电站还包括反应堆安全壳，所述反应堆安全壳的外表面设有冷却水膜，所述冷却水池设置于所述反应堆安全壳的顶部，所述冷却水池与所述冷却水膜连通。

9.根据权利要求5至8中任一项所述的冷却系统，其特征在于，所述冷却系统还包括第一隔离阀，所述第一隔离阀设置于所述第三管路内。

10.根据权利要求1所述的冷却系统，其特征在于，所述冷却系统还包括第二隔离阀，所述第二隔离阀设置于所述第二管路内。