本发明涉及核电领域，尤其涉及一种新型非能动安全壳能量控制系统。
背景技术：
现有已经应用的钢制安全壳能量控制系统及AP1000核电厂的非能动安全壳冷却系统存在如下技术问题：
1、钢制安全壳能量控制系统采用外部淹没的方式导出安全壳内热量，在重力的作用下，安全壳外高位水箱内的水注入到安全壳外淹没水池淹没整个钢制安全壳。对于安全壳容积较大的核电厂，采用该技术时需要设置较大容积的水箱，以及在钢制安全壳外能容纳所有冷却水的水池，经济性较差，对空间要求较高。
2、AP1000核电厂的钢制安全壳需要非常大的自由容积，安全壳的结构尺寸要求非常大，增加了建造成本；此外，AP1000核电厂的冷却能力依赖于钢制安全壳外部喷淋，而外部钢制壁面的水膜对其换热能力至关重要，水膜能否有效形成一定规模在业内一直倍受质疑。
技术实现要素：
本发明所要解决的技术问题在于，提供一种新型非能动安全壳能量控制系统，能够在安全壳内高能管路破口事故下快速响应，有效地导出安全壳内的热量，使安全壳内的升高的压力和温度得到抑制；非能动结构设计合理，可极大避免系统失效，提高核电厂的安全性和经济性。
为了解决上述技术问题，本发明的实施例提供了一种新型非能动安全壳能量控制系统，包括：设置在安全壳内，用以吸收安全壳内高能管道破裂情况下释放热量的开式循环换热装置；设置在安全壳外的高位冷却水箱，高位冷却水箱和开式循环换热装置连接形成开式循环回路，在开式循环回路上设有多个用以开启或关闭开式循环回路的阀门；设置在安全壳内，用以吸收安全壳内高能管道破裂情况下释放热量的安全壳内换热装置；设置在安全壳外的低位冷却水箱；设置在低位冷却水箱中的安全壳外换热装置，安全壳内换热装置与安全壳外换热装置连接形成闭式循环回路，在闭式循环回路上设有多个用以开启或关闭闭式循环回路的阀门，其中：当安全壳内压力上升到安全壳高压力整定值时，开启开式循环回路和/或闭式循环回路上的阀门，通过开式循环回路和/或闭式循环回路将热量传导至安全壳外的冷却水箱中。
其中，还包括：围绕设置在安全壳内压力容器四周的抑压水池，抑压水池与安全壳的内部大气连通，其中：在安全壳内高能管道破裂时，安全壳内蒸汽和空气的混合物由于压差进入抑压水池冷却，以抑制安全壳内压力升高。
其中，开式循环回路包括分别将高位冷却水箱和开式循环换热装置相连的第一入口管路和第一出口管路；开式循环回路上的阀门包括设置在第一入口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门，以及设置在第一出口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门。
其中，设置在第一入口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门处于常开状态；设置在第一出口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门处于常闭状态。
其中，闭式循环回路包括分别将安全壳内换热装置与安全壳外换热装置相连的第二入口管路和第二出口管路；闭式循环回路上的阀门包括设置在第二入口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门，以及设置在第二出口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门。
其中，设置在第二入口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门处于常开状态；设置在第二出口管路上的安全壳内部的一个阀门和安全壳外部的一个阀门处于常闭状态。
其中，低位冷却水箱所设置的位置高于设置在安全壳内的安全壳内换热装置的位置，以作为闭式循环回路的热阱。
其中，高位冷却水箱设置在安全壳的标高位置，以作为开式循环回路的热阱。
本发明所提供的新型非能动安全壳能量控制系统，具有如下有益效果：
第一、当安全壳内压力上升到安全壳高压力整定值时，开启开式循环回路和/或闭式循环回路上的阀门，通过开式循环回路和/或闭式循环回路将热量传导至安全壳外的冷却水箱中。通过采用安全壳内换热器吸热，以循环的方式将热量传至安全壳外部的冷却水箱，无需对安全壳进行淹没，所需水量较少，且无需设置容纳冷却水的水池；此外，在设计基准事故和超设计基准事故（包括严重事故）下，无需厂内厂外电源和操纵员的干预，依赖本系统即可长期带走安全壳内的热量，保证安全壳的放射性包容功能。
第二，在安全壳内高能管道破裂时，安全壳内蒸汽和空气的混合物由于压差进入抑压水池冷却，能够抑制安全壳内压力升高，能够在安全壳内高能管路破口事故下快速响应，有效地导出安全壳内的热量，增强了反应堆的安全性。
第三、非能动结构设计合理，可极大避免系统失效，采用两种不同方式的循环回路，保证了系统设计的多样性和冗余性，提高核电厂的安全性和经济性。
附图说明
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地介绍，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。
图1是本发明实施例新型非能动安全壳能量控制系统的结构示意图。
具体实施方式
下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明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。
结合参见图1，为本发明新型非能动安全壳能量控制系统的实施例一。
本实施例中的新型非能动安全壳能量控制系统，包括：设置在安全壳1内，用以吸收安全壳1内高能管道破裂情况下释放热量的开式循环换热装置21；设置在安全壳1外的高位冷却水箱22，高位冷却水箱22和开式循环换热装置21连接形成开式循环回路2，在开式循环回路2上设有多个用以开启或关闭开式循环回路2的阀门；设置在安全壳1内，用以吸收安全壳内高能管道破裂情况下释放热量的安全壳内换热装置31；设置在安全壳1外的低位冷却水箱32；设置在低位冷却水箱32中的安全壳外换热装置33，安全壳内换热装置31与安全壳外换热装置33连接形成闭式循环回路3，在闭式循环回路3上设有多个用以开启或关闭闭式循环回路的阀门，其中：当安全壳1内压力上升到安全壳高压力整定值时，开启开式循环回路2和/或闭式循环回路3上的阀门，通过开式循环回路2和/或闭式循环回路3将热量传导至安全壳1外的冷却水箱中22、33。
进一步的，还包括：围绕设置在安全壳1内压力容器11四周的抑压水池4，抑压水池4与安全壳1的内部大气连通，其中：在安全壳1内高能管道破裂时，安全壳内蒸汽和空气的混合物由于压差进入抑压水池4冷却，以抑制安全壳内压力升高。
具体实施时，抑压水池4在安全壳1内围绕压力容器11呈环形布置，抑压水池4具有水空间和气空间。抑压水池4通过排气通道与安全壳1内的大气连通，抑压水池4的作用是，能够在安全壳内高能管路破口事故下快速响应，抑制安全壳内压力升高，有效地导出安全壳内的热量，以增强反应堆的安全性。
事故的中后期由于安全壳1自由空间与抑压水池4之间的压差减小，抑压水池4的冷凝作用减弱，此时主要通过开式循环回路2或闭式循环回路3将热量导出。
具体地，开式循环回路2包括分别将高位冷却水箱22和开式循环换热装置21相连的第一入口管路23和第一出口管路24；开式循环回路上的阀门包括设置在第一入口管路23上的安全壳1内部的一个阀门231和安全壳1外部的一个阀门232，以及设置在第一出口管路24上的安全壳1内部的一个阀门241和安全壳1外部的一个阀门242。
其中，设置在第一入口管路23上的安全壳1内部的阀门231和安全壳1外部的阀门232处于常开状态；设置在第一出口管路24上的安全壳1内部的阀门241和安全壳1外部的阀门242处于常闭状态。
具体实施时，高位冷却水箱22设置在安全壳1的顶部，以作为开式循环回路2的热阱。当安全壳1内的压力达到整定值时，开式循环回路2第一出口管路24上的阀门241，242。安全壳1内开式循环换热装置21管内流体吸收热量后温度升高，在自然循环驱动力的作用下向上流动，进入安全壳1外高位冷却水箱22中进行冷却，高位冷却水箱22中水的温度较低、换热装置中密度较大的流体在重力作用下返回开式循环换热装置21中，从而形成一个开式的循环回路。
进一步的，闭式循环回路3包括分别将安全壳内换热装置31与安全壳外换热装置33相连的第二入口管路35和第二出口管路36；闭式循环回路上3的阀门包括设置在第二入口管路35上的安全壳1内部的一个阀门351和安全壳1外部的一个阀门352，以及设置在第二出口管路36上的安全壳1内部的一个阀门361和安全壳1外部的一个阀门362。
其中，设置在第二入口管路35上的安全壳1内部的阀门351和安全壳1外部的阀门352处于常开状态；设置在第二出口管路36上的安全壳1内部的阀门361和安全壳1外部的阀门362处于常闭状态。
具体实施时，低位冷却水箱32所设置的位置高于设置在安全壳1内的安全壳内换热装置31的位置，以作为闭式循环回路的热阱。当安全壳1内压力达到整定值时，开启闭式循环回路3第二出口管路36的阀门361，362。安全壳1内安全壳内换热装置31管内流体吸收热量后温度升高，在自然循环驱动力的作用下向上流动，进入低位冷却水箱32内安全壳外换热装置33的管内，将热量释放给低位冷却水箱32内的流体后温度下降，返回到安全壳1内安全壳内换热装置31内，形成一个闭式的循环回路。
本发明的新型非能动安全壳能量控制系统在具有实施时，当发生破口事故后，抑压水池4能够在事故初期抑制安全壳压力和温度快速上升，安全壳1自由空间与抑压水池之间的压差逐渐减小，抑压水池的冷凝作用逐渐减弱。当安全壳1内压力上升到安全壳高压力整定值时，开启开式循环回路2和\或闭式循环回路3上的阀门开启，以自然循环的方式将热量传到安全壳外冷却水箱中，通过冷却水箱中水的温升、沸腾和蒸发将热量排到外界环境中。发明的新型非能动安全壳能量控制系统可以在事故后整个过程中完全非能动的实现堆芯和安全壳热量的排出。
其它实施方式中，本发明的新型非能动安全壳能量控制系统可以应用在3～200万千瓦（电功率）级别的压水堆核电厂。非能动安全壳能量控制系统对安全壳的结构、尺寸、材料的要求较小（如适用于海洋核动力平台的反应堆舱系统设计）。在反应堆发生设计基准事故和超设计基准事故（包括严重事故）后，既不需要依靠能动系统，又不需要操纵员干预，能保证安全壳内热量的长期持续排出，将反应堆保持在安全状态。此外，采用换热器导出热量的方式，换热能力不依赖于形成不可控的水膜，不需要设置能提供淹没安全壳冷却水的水箱，且无需设置容纳冷却水的水池。降低成本的同时又提高了安全性。
本发明的非能动安全壳能量控制系统无需设置容纳冷却水的水池，有利于核电厂的紧凑式布置；也无需采用昂贵的应急柴油机，大大减少了设备数量，减少设备购买、安装、运行和维修等费用，大大地降低了核电厂的建造成本和运维费用。
实施本发明的新型非能动安全壳能量控制系统，具有如下有益效果：
第一、当安全壳内压力上升到安全壳高压力整定值时，开启开式循环回路和/或闭式循环回路上的阀门，通过开式循环回路和/或闭式循环回路将热量传导至安全壳外的冷却水箱中。通过采用安全壳内换热器吸热，以循环的方式将热量传至安全壳外部的冷却水箱，无需对安全壳进行淹没，所需水量较少，且无需设置容纳冷却水的水池；此外，在设计基准事故和超设计基准事故（包括严重事故）下，无需厂内厂外电源和操纵员的干预，依赖本系统即可长期带走安全壳内的热量，保证安全壳的放射性包容功能。
第二，在安全壳内高能管道破裂时，安全壳内蒸汽和空气的混合物由于压差进入抑压水池冷却，能够抑制安全壳内压力升高，能够在安全壳内高能管路破口事故下快速响应，有效地导出安全壳内的热量，增强了反应堆的安全性。
第三、非能动结构设计合理，可极大避免系统失效，采用两种不同方式的循环回路，保证了系统设计的多样性和冗余性，提高核电厂的安全性和经济性。