一种长时效非能动安全壳冷却系统

1.一种长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，包括：
钢制安全壳；
设置在所述钢制安全壳外部的混凝土屏蔽层，所述混凝土屏蔽层和所述钢制安全壳的外壁之间具有能够为所述钢制安全壳提供冷却的换热水池,；
浮动设置在所述换热水池液面上的换热管组件；
所述换热水池液面上方的所述混凝土屏蔽层上开设用以使外部空气进入所述钢制安全壳和所述混凝土屏蔽层之间的空气入口，所述钢制安全壳顶部的混凝土屏蔽层上开设用以使所述钢制安全壳和所述混凝土屏蔽层之间的空气排出的空气出口，所述换热水池形成在所述空气入口所在位置以下的所述混凝土屏蔽层和所述钢制安全壳之间；以及连通至所述换热水池的安全壳补水池补水装置，其中：
通过所述换热水池中池水的蒸发和/或所述换热管组件的热交换，可将所述换热水池中池水的热量传递到所述安全壳和所述混凝土屏蔽层之间的空气中，所述空气入口和所述空气出口之间进行空气对流可将热量带走，所述安全壳补水池补水装置维持所述换热水池的液面基本不变。
2.如权利要求1所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述换热管组件包括：
多根内部填装有一定量冷却工质的换热管，所述换热管设为密封，所述换热管的内部保持常压或加压；
所述换热管置放在换热水池池水液面以下的部分为吸热端，所述换热管置放在换热水池池水液面以上的部分为放热端；所述冷却工质为低沸点工质以使所述吸热端被换热水池的池水加热后可致所述冷却工质蒸发，所述放热端被空气冷却可致所述冷却工质冷凝。
3.如权利要求2所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述换热管组件还包括：
用以对所述多根换热管进行固定的中空桶格架，所述多根换热管在所述中空桶格架上等距均匀布置，其中：
所述中空桶格架可在换热水池的池水中产生一定的浮力以使所述换热管组件能够浮动在换热水池的液面上。
4.如权利要求3所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述换热管组件还包括：环形固定格架，所述环形固定格架由多个圆环紧密焊接而成，所述中空桶格架固定在所述环形固定格架的所述圆环中。
5.如权利要求2所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，多组换热管组件进行拼装后的长度尺寸和宽度尺寸分别大于所述换热管的轴向高度尺寸。
6.如权利要求2所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述换热管的外壁上装设有翘片。
7.如权利要求2所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述冷却工质的沸点在25℃-100℃之间。
8.如权利要求6所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述冷却工质为氟利昂类R11、R113、R114及R21中的任一种冷却工质。
9.如权利要求1所述的长时效非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述安全壳补水池补水装置包括安全壳补水池和将安全壳补水池连通至换热水池的管道，管道上安装有阀门。

一种长时效非能动安全壳冷却系统\n技术领域\n[0001] 本发明涉及核电领域，尤其涉及一种长时效非能动安全壳冷却系统(PCCS)。\n背景技术\n[0002] 现有核电厂的非能动安全壳冷却系统因结构设计不合理，主要存在如下技术问题：\n[0003] 1、在安全壳的顶部承载巨大贮水箱的结构，其在强地震、海嘨、龙卷风等极端事件中极易导致结构破坏并丧失安全功能。\n[0004] 此外，该种方式中，冷却水源位于安全壳上方的水贮存箱内，水箱设有冗余的液位测量通道和报警器以监测水箱水位，同时设有冗余的温度测量通道以监测温度和低温时报警，防止水结冰。为维持系统的可运行性，设置了一个与水箱连接、控制化学特性和温度的再循环环路。在核电厂正常运行情况下，再循环环路维持水箱的正常状态；而在事故情况下，此再循环环路为非安全级系统，假如核电厂位于低温地带，水箱的水可能会结冰，喷淋管中的水可能会被冻结，从而不能实施有效的安全喷淋。\n[0005] 2、现有核电厂事故后依靠非能动安全壳冷却水箱(PCCWST)内低温水对钢制安全壳外壁面实施喷淋冷却的非能动方式中，其水箱内的水容积仅满足短时间(例如：72小时，安全壳结构不足以承担更大负荷)的功能需求。而在极端自然灾害情况下，诸如福岛核事故情形下，在很长时间内完全丧失厂内外交流电源，当PCCWST的水箱排空之后，没有动力源驱动再循环泵向其补水。如果只依靠空气对流的方式在安全壳外壁面冷却，不足以排出堆内余热，安全壳内高压会造成安全壳破裂，造成事故后果急剧恶化。\n[0006] 此外，该种方式中通过在钢制安全壳外壁面建立一层水膜，利用水膜的蒸发和对流进行热量移除的非能动方式，由于安全壳内往往在事故初期达到压力峰值，即事故初期是最需要得到有效冷却的时段，而基于实验得到的PCCS建立水膜的延迟时间长达337秒，换热的及时性不足；同时，根据美国西屋公司的实验，水膜建立的覆盖率、排热能力至今未得到充分的验证。\n[0007] 由此可见，安全壳热容量和热移除是非能动压水堆核电厂进一步提升功率所面临的瓶颈问题，如果采用对原设计简单扩容的方法，例如：增大安全壳容积和表面积、增大冷却水储存箱容积等方式，已不能满足大功率条件下的功能需求，不利于电厂整体经济型和安全性。\n发明内容\n[0008] 本发明所要解决的技术问题在于，提供一种长时效非能动安全壳冷却系统，能够消除安全壳结构强度和稳定性的隐患，增加安全壳补水池的容量，有效实现安全壳的降温和降压，以确保安全壳的完整性，提高安全壳抵御极端事件的能力；显著提高换热功率，提升安全可靠性。\n[0009] 为了解决上述技术问题，本发明的实施例提供了一种长时效非能动安全壳冷却系统，包括：钢制安全壳；设置在钢制安全壳外部的混凝土屏蔽层，混凝土屏蔽层和钢制安全壳的外壁之间具有能够为钢制安全壳提供静压的换热水池；浮动设置在换热水池液面上的换热管组件；换热水池液面上方的混凝土屏蔽层上开设用以使外部空气进入钢制安全壳和混凝土屏蔽层之间的空气入口，钢制安全壳顶部的混凝土屏蔽层上开设用以使钢制安全壳和混凝土屏蔽层之间的空气排出的空气出口，换热水池形成在空气入口所在位置以下的混凝土屏蔽层和钢制安全壳之间；以及连通至换热水池的安全壳补水池补水装置，其中：通过换热水池中池水的蒸发和/或换热管组件的热交换，可将换热水池中池水的热量传递到安全壳和混凝土屏蔽层之间的空气中，空气入口和空气出口之间进行空气对流可将热量带走，安全壳补水池补水装置维持换热水池的液面基本不变。\n[0010] 其中，换热管组件包括：多根内部填装有一定量冷却工质的换热管，换热管设为密封，换热管的内部保持常压或加压；换热管置放在换热水池池水液面以下的部分为吸热端，换热管置放在换热水池池水液面以上的部分为放热端；冷却工质为低沸点工质以使吸热端被换热水池的池水加热后可致冷却工质蒸发，放热端被空气冷却可致冷却工质冷凝。\n[0011] 其中，换热管组件还包括：用以对多根换热管进行固定的中空桶格架，多根换热管在中空桶格架上等距均匀布置，其中：中空桶格架可在换热水池的池水中产生一定的浮力以使换热管组件能够浮动在换热水池的液面上。\n[0012] 其中，换热管组件还包括：环形固定格架，环形固定格架由多个圆环紧密焊接而成，中空桶格架固定在环形固定格架的圆环中。\n[0013] 其中，多组换热管组件进行拼装后的长度尺寸和宽度尺寸分别大于换热管的轴向高度尺寸。\n[0014] 其中，换热管的外壁上装设有翘片。\n[0015] 其中，冷却工质的沸点在25℃-100℃之间。\n[0016] 其中，冷却工质为氟利昂类R11、R113、R114及R21中的任一种冷却工质。\n[0017] 其中，安全壳补水池补水装置包括安全壳补水池和将安全壳补水池连通至换热水池的管道，管道上安装有阀门，阀门可以接受控制信号或者人为操作，当换热水池的需要补充的时候，将安全壳补水池的水补充入换热水池。\n[0018] 本发明所提供的长时效非能动安全壳冷却系统，具有如下有益效果：\n[0019] 第一、通过换热水池中池水的蒸发和/或换热管组件的热交换，可将换热水池中池水的热量传递到安全壳和混凝土屏蔽层之间的空气中，空气入口和空气出口之间进行空气对流可将热量带走，安全壳补水池补水装置维持换热水池液面的基本不变。换热水池的冷却和安全壳补水池的补水，相对现有把冷却水源放置在安全壳顶部的做法，消除了安全壳结构强度和稳定性的隐患，并且由于消除了上述隐患，因而可以进一步增加安全壳补水池的容量；现有技术中，在核电厂发生事故之后，需要将顶部水箱的水喷淋到安全壳外壁面，按照实验验证的结果，喷淋成功之前需要大约350秒的时间，而本发明中，换热水池中池水随时与安全壳外壁面接触，在核电厂发生事故之后，马上可以执行换热的作用。换热效率和冷却水的及时性的提高，有助于抑制事故后安全壳压力峰值，提高了安全壳抵御极端事件的能力，从而提高了核电厂的安全性和可靠性。\n[0020] 第二，浮动换热管组件的设计，增加换热面积，提高换热效率；换热管组件包括多根内部填装有一定量冷却工质的换热管，换热管设为密封，换热管的内部保持常压或加压，在被空气冷却后可循环利用，有效降低换热水池的温度，减少了换热水池池水的蒸发；并且，提高安全壳补水池容量，换热水池液位可基本保持不变。这保证很长时间内(＞72小时)无需动力源仍能满足功能需求。\n[0021] 第三、采用换热水池换热和在空气入口和空气出口之间空气会因为自然循环的作用实现由下自上的流动，流动的同时将带走安全壳壁面的热量，无需外界提供动力，提升安全可靠性。\n[0022] 第四、由于换热水池紧贴钢制安全壳壁面，即便换热池中处于寒冷地区，其中的水即使冻结也可以接受钢制安全壳传递的热量、逐渐熔化。此外，冰熔化的过程能够带走更多的热量，冰或者更低温度的水能导致与钢制安全壳更大的温差，从而增大热移除功率。\n[0023] 第五、全程采用非能动技术，无需人工操作、直流电源或泵，事故后很长时间无需电源。\n附图说明\n[0024] 为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单的介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例，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。\n[0025] 图1是本发明实施例长时效非能动安全壳冷却系统的结构示意图。\n[0026] 图2是本发明实施例长时效非能动安全壳冷却系统的换热管的结构示意图。\n[0027] 图3是本发明实施例长时效非能动安全壳冷却系统的环形固定格架的结构示意图。\n具体实施方式\n[0028] 本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整的描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，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，都属于本发明保护的范围。\n[0029] 结合参见图1-图3，为本发明长时效非能动安全壳冷却系统的实施例一。\n[0030] 本实施例中的长时效非能动安全壳冷却系统包括：钢制安全壳1；设置在钢制安全壳1外部的混凝土屏蔽层2，混凝土屏蔽层2和钢制安全壳1的外壁之间具有能够为安全壳提供静压的换热水池3；浮动设置在换热水池3液面3a上的换热管组件4；换热水池液面3a上方的混凝土屏蔽层2上开设用以使外部空气进入钢制安全壳1和混凝土屏蔽层2之间的空气入口21，钢制安全壳1顶部的混凝土屏蔽层2上开设用以使钢制安全壳1和混凝土屏蔽层2之间的空气排出的空气出口22；以及连通至换热水池3的安全壳补水池补水装置5，其中：通过换热水池3中池水的蒸发和/或换热管组件4的热交换，可将换热水池3中池水的热量传递到钢制安全壳1和混凝土屏蔽层2之间的空气中，空气入口21和空气出口22之间自动形成空气对流，并可将热量带走，安全壳补水池补水装置5通过管道和阀门，向换热水池补水，以维持换热水池液面3a的基本不变。\n[0031] 具体实施时，钢制安全壳1为钢制安全壳，将壳体设置成钢板，满足非能动核电厂安全壳抑制压力、包容放射性物质、将安全壳内热导通过钢导出等功能需求。\n[0032] 混凝土屏蔽层2设置在钢制安全壳1的外部，混凝土屏蔽层2具有放射性屏蔽的作用，提高抵抗外部撞击的能力。混凝土屏蔽层2和钢制安全壳1的外壁之间具有能够为安全壳提供冷却的换热水池3。\n[0033] 具体地，换热水池液面3a上方的混凝土屏蔽层2上开设用以使外部空气进入钢制安全壳1和混凝土屏蔽层2之间的空气入口21，空气入口21起到的作用是：一方面可以作为空气进入钢制安全壳1和混凝土屏蔽层2之间的换热管组件4上部的入口，另一方面还可以作为换热水池3的溢流孔以防止换热水池3的蓄水位过高。空气入口21所在位置以下的混凝土屏蔽层2和钢制安全壳1之间形成换热水池3，换热水池3内的池水能够在事故后为钢制安全壳1提供静压，增加钢制安全壳1的抑压能力。\n[0034] 换热水池3所起到的作用是：换热水池3的池水浸泡部分钢制安全壳1外壁面，即相当于将压力容器置于水池中。核电厂发生时候以后，反应堆的热量释放到安全壳内，安全壳的热量通过钢制安全壳的钢壁面，传递给换热水池。\n[0035] 需要说明的是，换热水池3中的池水不会给钢制安全壳1的壳体造成不可接受的压力负荷，如表1所示，以AP1000的钢制安全壳为例，81psig压力负荷下24小时内失效概率小于0.01％，本实施例中初步设计的换热水池3的蓄水位高为10米，则换热水池3水池底部处钢制安全壳承受的水力压头为14.22psig，远小于钢制安全壳1的失效承载压力负荷。此外，本实施例中也可以拟采取其它措施，增强水池所在部分钢制安全壳壳体的负荷承载能力，例如采用加强筋、壁面加厚等措施。\n[0036] 表1 24小时和72小时名义和保守工况AP1000安全壳失效概率\n[0037]\n[0038]\n[0039] 进一步的，换热管组件4包括：多根内部填装有一定量冷却工质的换热管41，换热管41的内部保持常压或加压，换热管41具有吸热端411和放热端412。其中，换热管41的数量可根据实际需要进行调整，例如数百根或数千根。换热管41中充入有一定量的不与工质和管壁反应的稳定气体，使管体内部保持常压或加压的状态，。\n[0040] 用以对多根换热管进行固定的中空桶格架42，多根换热管41在中空桶格架42上等距均匀布置，其有利于形成均匀的散热空间，增强散热效果。\n[0041] 中空桶格架42可在换热水池2的池水中产生一定的浮力以使换热管组件4能够浮动在换热水池3的液面3a上。具体实施时，可以通过将中空桶格架42设为中空的结构加以实现。例如，本实施例中，中空桶格架42为圆柱状的中空密封桶，中空桶格架42设为中空的圆柱状密封桶还可以起到如下功用，当多组换热管组件进行拼装时，设为圆柱状的中空桶格架42可以减小与相邻换热管组件之间的切线或切点，从而减少与相邻换热管组件发生碰撞的可能，能够对换热管41进行轴向固定。可以理解的是，中空桶格架42的密封结构可以形成一定的浮力，使整个组件浮动在水面上。\n[0042] 换热管组件4还包括：环形固定格架43，环形固定格架43由多个圆环431紧密焊接而成，中空桶格架42固定在环形固定格架43的圆环431中。圆环431是换热管组件4放置的位置，将换热组件4中部的中空桶格架42固定在圆环431上。如此，可使组件受热后相对位置固定，减少相邻组件的碰撞，保证换热组件不易倾覆；并且，如此设计也可以充分利用换热水池3的空间，放置尽可能多的换热组件4，进而提高换热能力。其它实施方式中也可以设计成其他形状，并不影响实施。\n[0043] 进一步的，换热管41为中空且两端密封的圆柱管，由于其内部填装有一定量的冷却工质并保持有常压或加压，使得其在工作时维持下部多为液体，上部多为汽体的状态，也进而使得换热管41的重心位于中下部，其作用是减小换热管组件倾覆的可能性，也有利于当多个换热管41被同时固定在中空桶格架42中，换热管组件4可在水中垂直站立，不会倾覆。\n[0044] 换热管41置放在换热水池液面3a以下的部分为吸热端411，换热管41置放在换热水池液面3a以上的部分为放热端412；冷却工质T为低沸点工质以使吸热端411被换热水池1的池水加热后可致冷却工质蒸发，放热端412被空气冷却可致冷却工质冷凝。具体实施时，换热管41内冷却工质T应采用相应压力下沸点在约25℃(大气环境温度)和100℃(乏燃料贮存水池水沸腾温度)之间，且汽化潜热大的工质，例如氟利昂类的R11、R113、R114和R21，这样换热管的吸热端411被池水加热导致工质蒸发，放热端412被来自空气入口21的空气冷却导致工质冷凝，在重力作用下回流到换热管41的下部液体部分。工质T冷凝放热，空气在换热水池3液面3a以及换热管41上部受热，混合换热水池3蒸发的水蒸气，在密度差驱动下上升，最终通过钢制安全壳1顶部的通风出口22排放。选取的工质要求在这个过程中能够尽量多地带走热量。\n[0045] 可以理解的是：由于换热管组件4的热交换面积和冷交换面积大于单一液面的换热面积；利用特定压力下特殊液体比水的沸点低和汽化潜热差异大的特点，相比同质量的水，工质排出安全壳内更多的热量，提高了换热效率。因此，以钢制安全壳1外换热水池3和换热组件4为主要部件的安全壳冷却系统能够更有效地满足排出堆芯余热的需求。\n[0046] 进一步的，常见的制冷剂按冷凝温度分为三类：高温低压制冷剂：R11、R113、R114、R21，中温中压制冷剂：R12、R22等，低温高压制冷剂：R13、R14等。换热管内工质应为高温低压制冷剂。适用工质的参数见表2。综合考虑工质的工作压力、沸点和汽化潜热，本设计中的工质初定为R113，R113满足低沸点和汽化潜热较大的特点，并且工作压力为常压，简化换热管制作工艺，对换热管包壳材料的强度要求不高。\n[0047] 表2：高温低压制冷剂参数\n[0048]\n  压力(bar) 沸点(℃) 汽化潜热(kJ/kg)\nR11 1.7 40 174.17\nR113 1.0 47 147.19\nR114 3.37 40 122.09\nR21 2.96 40 224.4\n[0049] 优选的，换热管41的外壁上装设有翘片413，用以加强换热，提升散热效率。\n[0050] 优选的，多组换热管组件4进行拼装后的长度尺寸和宽度尺寸分别大于换热管41的轴向高度尺寸，如此设置的作用是：保证浮动在液面上的换热管组件41不容易被倾覆。\n[0051] 进一步地，长时效非能动安全壳冷却系统还包括安全壳补水池补水装置5，其中，安全壳补水池补水装置5包括安全壳补水池51和将安全壳补水池51连通至换热水池的管道\n52，管道上安装有阀门53，阀门可以接受控制信号或者人为操作，当换热水池3的需要补充的时候，将安全壳补水池51的水补充入换热水池3。\n[0052] 具体实施时，安全壳补水池补水装置5的作用是补充由于换热水池3池水蒸发而造成的换热水池3的液位下降，保证安全壳冷却系统的换热能力，\n[0053] 本发明所提供的长时效非能动安全壳冷却系统在具体实施时，非能动安全壳冷却系统在核电厂正常运行工况下不使用，只在事故后必要时自动投入使用。\n[0054] 一旦发生事故，换热管组件4的换热管41吸热端411自动吸收池水热量，管内工质T沸点低，受热易蒸发，气体向上流动进入放热端412，在这里被换热管41外壁面空气冷却，工质T被冷凝成液相，液相工质沿着内壁面向下流动，回到吸热段，空气受热后上升，通过通风出口22最终排到大气中。即形成池水→吸热端411钢壁面→工质T→放热端412钢壁面→空气的冷却链，通过工质T反复的蒸发、冷凝、回流，将池水的热量最终传递到空气，实现长时效带走安全壳内热量。设计基准事故情况下，换热水池3的大小和换热组件4的数目满足，使得换热水池3液面附近温度低于工质的沸点，换热水池的蒸发较少。超设计基准事故下，换热水池3液面附近温度等于或高于工质的沸点，此时依靠换热水池的水的蒸发和空气对流带走安全壳热量。\n[0055] 事故后，换热水池3的水不可以避免的会有一部分被蒸发，从而造成换热水池液位下降，造成换热管组件4也随之下降，如果下降太低，可能会接触到换热水池底部，造成换热管损坏；水量太低也无法满足换热需求，安全壳补水池补水装置5用以维持液位。\n[0056] 本发明所提供的长时效非能动安全壳冷却系统，具有如下有益效果：\n[0057] 第一、通过换热水池中池水的蒸发和/或换热管组件的热交换，可将换热水池中池水的热量传递到安全壳和混凝土屏蔽层之间的空气中，空气入口和空气出口之间进行空气对流可将热量带走，安全壳补水池补水装置维持换热水池液面的基本不变。换热水池的冷却和安全壳补水池的补水，相对现有把冷却水源放置在安全壳顶部的做法，消除了安全壳结构强度和稳定性的隐患，并且由于消除了上述隐患，因而可以进一步增加安全壳补水池的容量；冷却水的及时性和换热效率的提高，有助于抑制事故后安全壳压力峰值，提高了安全壳抵御极端事件的能力，从而提高了核电厂的安全性和可靠性。\n[0058] 第二，浮动换热管组件的设计，增加换热面积，提高换热效率；换热管组件包括多根内部填装有一定量冷却工质的换热管，换热管设为密封，换热管的内部保持常压或加压，在空气冷却后可循环利用，有效降低换热水池的温度，减少了液体的蒸发；并且，提高安全壳补水池容量，换热水池液位可保持基本不变。这保证很长时间内(＞72小时)无需动力源仍能满足功能需求。\n[0059] 第三、采用换热水池换热和在空气入口和空气出口之间空气会因为自然循环的作用实现由下自上的流动，流动的同时将带走安全壳壁面的热量，无需外界提供动力，提升安全可靠性。\n[0060] 第四、由于换热水池紧贴钢制安全壳壁面，即便换热池中处于寒冷地区，其中的水即使冻结也可以接受钢制安全壳传递的热量、逐渐熔化。此外，冰熔化的过程能够带走更多的热量，冰或者更低温度的水能导致与钢制安全壳更大的温差，从而增大热移除功率。\n[0061] 第五、实现全程非能动技术，无需人工操作、直流电源或泵，事故后很长时间无需电源。