本发明的实施例涉及一种用于核电站安全壳的冷却系统，特别是，涉及一种利用水冷却核电站安全壳的非动能冷却系统和冷却方法。
背景技术：
在压水堆核电站发生安全壳内高能管道质能喷放或内部水池沸腾事故时，在安全壳内积聚有大量高温高压的水蒸汽，导致安全壳内部的压力和温度的急剧升高。在这种情形下，采用非能动安全壳冷却系统，即利用重力排水和空气自然对流实现对钢制安全壳进行冷却和降压的目的。这种非能动安全壳冷却系统能够直接从钢制安全壳容器向环境传递热量，并可在较长时期内(通常为72小时)继续降低安全壳内部的压力和温度，与此同时，钢制安全壳外部也会产生大量的高温高压的水蒸汽。所产生了高温水蒸气排放到空气中，造成了热能的浪费。
技术实现要素：
为克服现有技术中的上述或者其它方面的缺陷，本发明提出一种用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法，利用冷却安全壳时所产生的热能驱动抽水装置向安全壳的外部提供冷水，从而以非能动的方式对安全壳进行冷却。
根据本发明的一个方面的实施例，提供一种用于核电站安全壳的冷却系统，所述安全壳内设有核反应堆芯，所述冷却系统包括：
封闭壳体，设置在所述安全壳外围，所述封闭壳体与所述安全壳之间形成封闭的冷却空间；
喷水装置，安装在所述封闭壳体的上部，被构造成用于向所述安全壳的上部喷水，所述水通过吸收安全壳的热量而转换成蒸汽，以降低所述安全壳内的温度；
转换系统，与所述冷却空间连通，以将所述蒸汽的热能转换成动能或者电能；以及
抽水装置，利用所述动能将外部水源的水供应到所述喷水装置。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述转换系统包括：蒸汽增压阀，与所述冷却空间连通，以对所述蒸汽增压；以及动力转换装置，用于将已增压的转换成动能或者电能。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述动力转换装置包括螺杆膨胀机、螺杆膨胀发电机、汽轮机、汽轮发电机中的任何一种。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述转换系统还包括设置在所述封闭壳体与蒸汽增压装置之间的蒸汽过滤装置，以滤除来自于所述冷却空间的蒸汽中的杂质。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述封闭壳体由建筑物材料制成。
根据本发明一种实施例的冷却系统，在所述封闭壳体的上部设有储水箱，所述储水箱与所述抽水装置连通，并向所述喷水装置供应水。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述喷水装置上设有控制阀，在所述安全壳的高度方向上设有多个温度传感器，所述控制阀根据所述温度传感器测量的温度调节喷水量，使得从所述喷水装置中喷出的水在安全壳的大致整个外表面上形成水膜。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述控制阀为逆止阀，以阻止蒸汽进入储水箱。
根据本发明一种实施例的冷却系统，所述外部水源包括用于存储海水的补水池。
根据本发明一种实施例的冷却系统，在所述补水池与抽水装置之间设有水过滤装置，以滤除来自于所述补水池的水中的杂质。
根据本发明一种实施例的冷却系统，在所述封闭壳体的内壁上设有保温层。
根据本发明一种实施例的冷却系统，在所述冷却空间的下部设有排水装置，以排出冷却空间中存留的水。
根据本发明另一方面的实施例，提供一种用于核电站安全壳的冷却方法，所述安全壳内设有核反应堆芯，所述冷却方法包括如下步骤：
在所述安全壳外围构建封闭壳体，使得所述封闭壳体与所述安全壳之间形成冷却空间；
利用喷水装置向所述安全壳的上部喷水，使得所述水通过吸收安全壳的热量而转换成蒸汽，以降低所述安全壳内的温度；
将所述蒸汽输送到转换系统，以将蒸汽的热能转换成动能或者电能；以及
利用所述动能或者电能驱动抽水装置，以将外部水源的水供应到所述喷水装置。
根据本发明一种实施例的冷却方法，在所述蒸汽进入所述转换系统之前，对所述蒸汽进行增压。
根据本发明一种实施例的冷却方法，在所述安全壳的高度方向上的多个部位检测所述安全壳的温度，根据检测的温度调节喷水量，使得从所述喷水装置中喷出的水在安全壳的大致整个外表面上形成水膜。
根据本发明的上述各种实施例的用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法，提出了一种钢制安全壳在事故情况下无时限地排热降压的措施。该冷却系统能够以高温水蒸汽为动力源，驱动蒸汽动力转换装置，可以补充源源不断的外部冷却水，增强了冷却效果，保证核电站乃至周围环境的安全。
附图说明
为了使本发明的目的、特征及优点能更加明显易懂，下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步说明，其中：
图1是根据本发明的一种示例性实施例的用于核电站安全壳的冷却系统的原理示意图。
具体实施方式
虽然将参照含有本发明的较佳实施例的附图充分描述本发明，但在此描述之前应了解本领域的普通技术人员可修改本文中所描述的发明，同时 获得本发明的技术效果。因此，须了解以上的描述对本领域的普通技术人员而言为一广泛的揭示，且其内容不在于限制本发明所描述的示例性实施例。
另外，在下面的详细描述中，为便于解释，阐述了许多具体的细节以提供对本披露实施例的全面理解。然而明显地，一个或多个实施例在没有这些具体细节的情况下也可以被实施。在其他情况下，公知的结构和装置以图示的方式体现以简化附图。
图1是根据本发明的一种示例性实施例的用于核电站安全壳的冷却系统的原理示意图。参见图1，根据本发明的一种示例性实施例，提供一种应用于核电厂的用于核电站安全壳2的冷却系统，安全壳2例如由不锈钢材料制成，内设有核反应堆芯1。该冷却系统用于在安全壳内发生例如主蒸汽管道破裂之类的现场事故时降低安全壳内的压力和温度。该安全壳具有良好的结构完整性和密封性，以便在发生反应堆冷却剂失水的事故时由安全壳包容来自于堆芯的辐射。进一步地，所述冷却系统包括封闭壳体4、喷水装置6、转换系统和抽水装置12。封闭壳体4设置在安全壳2外围，二者之间具有一定的距离，在封闭壳体4与安全壳2之间形成封闭的冷却空间18。喷水装置6安装在封闭壳体4的上部，被构造成用于向安全壳2的上部喷水，喷出的水从安全壳2的上部径向扩散并沿安全壳2的立壁向下流动，在流动的过程中在安全壳2的外壁上形成水膜，使得水通过吸收安全壳2的热量而转换成蒸汽，以降低安全壳2内的温度。所产生的这些水蒸汽沿着钢制安全壳1和封闭壳体4之间的用做蒸汽流道的冷却空间18，向上流向水蒸汽的出口19。转换系统通过出口19与冷却空间18连通，使得冷却空间18中的蒸汽进入转换系统，以将蒸汽的热能转换成动能或者电能。例如水泵之类的抽水装置12利用转换系统产生的电能动能将外部水源的水供应到喷水装置6。
在本发明实施例的冷却系统中，在安全壳2的核反应堆芯1产生大量热量的情况下，安全壳2外部的温度升高，从喷水装置6喷出的水转换成水蒸气。一般地，所产生的蒸汽的温度在120℃至150℃的范围内，压力在0.2MPa至0.3MPa的范围内。转换系统将蒸汽的热能转换成动能或者电能，抽水装置12再利用该动能或者电能将水源的水供应到喷水装置6。这样，本发明 实施例的冷却系统是一种非动能系统，利用安全壳2的热能将水连续不断地喷洒到安全壳，从而降低安全壳的温度，一方面实现了对安全壳的冷却，另一方面对安全壳的冷却不受时间的限制。整个冷却过程不需要外部设备提供喷水操作所需的电能，并且降低了由于核电站丧失外部热阱而导致堆芯损坏乃至大量放射性释放的可能性，保证了核电站乃至周围环境的安全。
根据本发明的一种实施例，转换系统包括：蒸汽增压阀7，与冷却空间18连通，以对来自于冷却空间的蒸汽增压，以将蒸汽的压力增压至0.3MPa以上；以及动力转换装置5，用于将已增压的蒸汽的转换成动能或者电能。蒸汽增压阀7通过管道8与动力转换装置5连通。利用气动的蒸汽增压阀对高温高压水蒸汽进行进一步增压，从而使蒸汽压力可以达到例如蒸汽轮机之类的动力转换装置的启动压力，例如可以对动力转换装置5的启动压力进行设定，增压之后的高温高压水蒸汽驱动蒸汽动力转换装置运转，做功后的乏汽排出到整个系统之外，将由于反应堆芯发生事故而释放的大量热量带走。
在示例性实施例中，动力转换装置5可以包括螺杆膨胀机、螺杆膨胀发电机、汽轮机、汽轮发电机中的任何一种。这样，动力转换装置5可以驱动抽水装置12执行抽水操作。在一种示例性实施例中，可以将动力转换装置5和抽水装置12安装在辅助厂房16上。
在一种实施例中，转换系统还包括设置在封闭壳体4与蒸汽增压装置7之间的蒸汽过滤装置14，以滤除来自于冷却空间18的蒸汽中的杂质，从而降低蒸汽增压装置7产生堵塞的可能性。冷却空间18中产生的蒸汽通过设置在封闭壳体4上部的出口19进入到蒸汽过滤装置14。在一种实施例中，封闭壳体4上部的出口19设有供管道插入的通孔，为增强空气动力流动效果，所述的通孔内侧壁设计成在邻近冷却空间的下端具有较宽的口径而上端具有较窄的口径，并且具有较窄口径的上端连接外部蒸汽管道。另外，封闭壳体14由例如钢筋混凝土材料之类的建筑物材料制成。这样，以混凝土墙体作为主要结构的封闭壳体4即可以用做密闭屏障，还可以起到双层安全壳的作用，进一步缓解了事故下裂变产物的释放，减少对环境的放射性污染。
以降低制造成本。为避免热能通过封闭壳体4的内壁传递到外部，在封闭壳体4的内壁上设有保温层17。例如，保温层17包括与冷却空间18中的蒸汽接触的平滑的接触层(未示出)和位于接触层和建筑物材料之间的隔热层(未示出)。
在本发明的冷却系统的一种示例性实施例中，在封闭壳体4的上部设有储水箱9，所述储水箱9与抽水装置12连通，并向喷水装置6供应水。喷水装置6可以设置多个分配装置，例如多个支管，以将水均匀地喷淋到安全壳2的上部。抽水装置12将冷却用的水提供到储水箱9，这样储水箱9中的水利用自身的重力供应到喷水装置12，可以实现连续不断的供应水。进一步地，喷水装置6上设有控制阀10，在安全壳2的高度方向上设有多个温度传感器11，所述控制阀10根据温度传感器11测量的温度调节喷水量，使得从喷水装置6中喷出的水在安全壳2的大致整个外表面上形成水膜。控制阀10为逆止阀，以阻止蒸汽进入储水箱。这样，可以确保水可以流到安全壳2的下部以对安全壳的下部进行降温，又可以避免过多的水从安全壳2流到位于安全壳2下部的底座上，造成水的浪费。在一种可替换的实施例中，可以根据反应堆芯1可能产生的热量、以及安全壳2可以允许的温度范围，利用数学模型计算单位时间内所需的水量，从而将喷水装置6的喷水量控制在一定的范围内。
可以理解，在安全壳2的温度提高的情况下，产生的蒸汽量增加，温度高压力大，这样储水装置12供应的水量增加，储水箱9中的存储的水高度增加，喷水装置6基于重力作用排出的水量增加，从而能够快速降低安全壳2的温度。动力转换装置将外部水不间断补充到储水箱9中，可以实现安全壳2无时限地排出余热，大大降低核电站发生严重事故的可能性。进一步地，本发明实施例的冷却系统无需人工干预，实现非动能运行，实现了对安全壳的冷却。
在根据本发明的冷却系统的其它实施例中，外部水源包括用于存储海水的补水池13，以提供足够量的海水。补水池13可设置为地面储存水箱、辅助厂房顶部储存水箱，可以提供天然海水或者湖水。在补水池13与抽水装置12之间设有水过滤装置15，以滤除来自于补水池13的水中的杂质，从 而避免杂质进入冷却空间18中。在冷却空间18的下部设有排水装置(未示出)，以排出冷却空间18中存留的水，避免水在冷却空间18中制成聚积。
根据本发明另一方面的实施例，提供一种用于核电站安全壳2的冷却方法，安全壳2内设有核反应堆芯1，所述冷却方法包括如下步骤：在安全壳2外围构建封闭壳体4，使得封闭壳体4与安全壳2之间形成冷却空间18；利用喷水装置6向安全壳2的上部喷水，使得水通过吸收安全壳2的热量而转换成蒸汽，以降低安全壳2内的温度；将蒸汽输送到转换系统，以将蒸汽的热能转换成动能或者电能；以及利用动能或者电能驱动抽水装置12，以将外部水源的水供应到喷水装置6。
在进一步的实施例中，在蒸汽进入转换系统之前，利用蒸汽增压阀7对对蒸汽进行增压。在安全壳2的高度方向上的多个部位利用温度传感器11检测所述安全壳的温度，根据检测的温度调节喷水装置6的喷水量，使得从喷水装置6中喷出的水在安全壳2的大致整个外表面上形成水膜。这样，可以确保水可以流到安全壳2的下部以对安全壳的下部进行降温，又可以避免过多的水从安全壳2流到位于安全壳2下部的底座上，造成水的浪费。
本发明实施例的用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法属于应用于第三代核电站的安全技术，可以利用核电站事故释放的热量的避免严重事故的进一步恶化。具体说，当核电站安全壳内一二回路高能管道出现破口，或在安全壳内部热阱(如内置换料水箱或地坑水池)出现沸腾，造成安全壳内部快速升温升压时，本发明实施例通过的冷却系统和方法，利用长期排出反应堆芯及回路的余热，在安全壳上部喷淋冷却水，水在钢制安全壳外表面由上而下流动，在钢制安全壳内外温差的作用下，钢制安全壳外部会产生大量高温的水蒸汽，利用水蒸汽驱动蒸汽动力转换装置，为安全壳顶部重力储水箱源源不断的从外部的补水池补充冷却水源，以预防及中止反应堆芯中发生严重的事故。
在根据本发明实施例的用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法不需要在位于安全壳外部的、由混凝土制成的封闭壳体上设置用于引入外部冷却空气孔道，也不需要冷却空间中设置用于引导空气流动的导流板，降低了建造和维护成本，施工难度也相应降低；由于安全壳2和封闭壳体4之 间冷却空间18中的蒸汽压力在事故下远高于1har，使得事故下安全壳内的压力表的表压峰值大大降低，可以降低PCCWST(非能动安全壳冷却水箱)喷淋水的流量，推迟PCCWST耗尽时间，提高了安全壳热工安全裕量。特别是，在安全壳内的核反应堆芯发生故障的情况下，不能从外部提供电源，而且操作人员不能靠近安全壳，本发明的冷却系统可以利用核反应堆芯产生的热能通过能量转换实现对安全壳非动能地冷却降温，冷却水可以不间断地提供到安全壳外部。
本领域的技术人员可以理解，上面所描述的实施例都是示例性的，并且本领域的技术人员可以对其进行改进，各种实施例中所描述的结构在不发生结构或者原理方面的冲突的情况下可以进行自由组合，从而在解决本发明的技术问题的基础上，实现更多种用于核电站安全壳的冷却系统和冷却方法。
在详细说明本发明的较佳实施例之后，熟悉本领域的技术人员可清楚的了解，在不脱离随附权利要求的保护范围与精神下可进行各种变化与改变，且本发明亦不受限于说明书中所举示例性实施例的实施方式。应注意，措词“包括”不排除其它元件或步骤，措词“一”或“一个”不排除多个。另外，权利要求的任何元件标号不应理解为限制本发明的范围。