一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统的制作方法

本实用新型涉及核电技术，具体地指一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统。

背景技术：

地下核电站将核岛等涉核厂房置于地下，利用地下岩体的防护、包容作用，限制潜在的放射性物质向环境释放，提高了核电站安全性，为我国核电安全发展提供了新思路。

在核电站严重事故中，堆芯熔融物喷出压力容器，迅速加热安全壳内大气，同时由于高温冷却剂的蒸发，在安全壳内形成高温、高压的大气环境。此时，为防止安全壳完整性失效，必须及时导出安全壳内的热量。目前安全壳热量的导出都是通过换热器内冷却水的升温吸热过程带出安全壳热量。但这种导热方式均存在换热效率低，特别是安全壳内热量排向换热器时效率低下的问题。如中国专利：非能动安全壳冷却系统(申请号：CN201310328514.5)利用设置在堆坑内的蒸发器导出安全壳内热量，但这种冷却方式只在蒸发器附近有较高的冷却效率，安全壳热量必须先传至蒸发器附近后才能进一步被导出；中国专利：一种非能动安全壳冷却系统及方法(申请号：CN201210088007.4)利用外置冷凝水箱内的冷凝换热器导出安全壳热量，这种冷凝方式为开式循环，会不断消耗冷凝水，且需要不断向外界排放不凝结气体，存在放射性物质泄漏的风险。中国专利：大容量完全非能动安全壳冷却系统(申请号：CN200910226276.0)利用安全壳表面冷却水的蒸发导出安全壳热量，这种冷却方式也为开式循环，必须消耗冷却水，同时，其换热面积为钢制安全壳外表面，安全壳内热量必须先传至钢制安全壳后再由外表面冷却水导出，冷却效率低。

技术实现要素：

本实用新型的目的在于克服上述现有背景技术的不足之处，结合地下核电站的特点，提出一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统，既可利用冷却水的相变潜热，高效、迅速排出安全壳热量，又可形成闭式循环实现安全壳的长期冷却。

本实用新型一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统，包括位于地面上的地面水池和位于地下岩层内的安全壳及冷凝洞室，其特殊之处在于，所述安全壳的外层设置有岩体改造层，所述安全壳内腔上部设置有吸气支管，下部设置有雾化喷嘴和干冷气分流支管，所述雾化喷嘴布置在压力容器的侧壁和底部，所述干冷气分流支管位于雾化喷嘴下方；所述冷凝洞室内设置冷凝热交换器，所述冷凝热交换器进气口与吸气支管相连，排气口与干冷气分流支管相连。

进一步地，所述冷凝热交换器的进水口与外部热阱和地面水池连接，所述外部热阱是冷冻水系统或厂用水系统，或两者结合一用一备

更进一步地，所述冷凝热交换器的进气口通过数控气泵与吸气支管相连。数控气泵可以将位于安全壳上部的湿热空气抽吸至冷凝热交换器中冷却分离为干冷气和凝结水，循环使用。

更进一步地，所述冷凝热交换器排气口连接第一汽水分离器进口，所述第一汽水分离器排气口通过干冷气管与安全壳内的干冷气分流支管相连。第一汽水分离器分离出的干冷空气进入冷气分流支管，分理处的少量凝结水经第二汽水分离器最终通过雾化喷嘴喷出。

更进一步地，所述冷凝热交换器排水口连接第二汽水分离器进口，所述第二汽水分离器排水口与高效过滤器的输入端相连，所述高效过滤器输出端通过雾化水管与安全壳内的雾化喷嘴连接。高效过滤器有限过滤排水中颗粒性杂质，防止堵塞雾化喷嘴。

更进一步地，所述第一汽水分离器排水口经过第二逆止阀与第二汽水分离器进口相连，所述第二汽水分离器排气口经过第一逆止阀与第一汽水分离器进口相连。

更进一步地，所述高效过滤器的输入端还与位于高效过滤器上游的雾化补水箱通过补水隔离阀相连，雾化补水箱可为雾化水损失提供有限补充，并在事故初期提供循环水。

更进一步地，所述冷凝洞室标高高于安全壳，为安全壳内雾化喷嘴提供足够压差水头，如高差至少为50m。

更进一步地，所述雾化喷嘴喷出水滴直径在0.1微米至10微米之间，使其表面积增加约49000倍，显著提高热交换能力。

更进一步地，所述雾化水管穿过安全壳的部分设置为下沉段，所述下沉段的标高低于雾化水管其他部分的标高，为安全壳提供一定的液封，两者标高差至少为10cm。

本实用新型的有益效果如下：本实用新型将冷却液水雾化成微小雾粒，使冷却液与空气的接触面积急剧增大，增加换热能力，并利用小雾粒的蒸发潜热，迅速高效地带走安全壳内热量。同时利用冷凝洞室内的冷凝热交换器冷凝安全壳内大气并导出热量，实现安全壳的长期闭式循环冷却。

本实用新型的优点包括：

1、散热迅速，常规手段中采用换热器直接换热，安全壳内大气必须先传至换热器内才可进一步散热，本实用新型在安全壳内直接利用大量水雾增加散热面，可迅速带走安全壳内大范围内的热量。

2、换热效率高，利用水雾的汽化过程吸热，而非常规的水升温吸热，效率更高。一般地，使水在其沸点蒸发所需要的热量五倍于把等量水从1℃加热到100℃所需要的热量，伍佰倍于等量水温度升高1℃吸收的热量。

附图说明

图1为本实用新型一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统的结构示意图；

图2为冷凝水雾化后雾化微粒表面积与雾化前表面积之比；

图3为吸收同等热量所需雾化水量与常规换热所需水量之比(％)；

图中：1、地下岩层；2、岩体改造层；3、冷凝洞室；4、压力容器；5、地面水池；6、外部热阱；7、第一汽水分离器；8、第二汽水分离器；9、冷凝热交换器；10、第一逆止阀；11、第二逆止阀；12、高效过滤器；13、数控气泵；14、吸气隔离阀；15、吸气支管；16、雾化水隔离阀；17、干冷气隔离阀；18、雾化喷嘴；19、干冷气分流支管；20、吸气管；21、雾化水管；22、干冷气管；23、补水隔离阀；24、雾化补水箱；25、安全壳。

具体实施方式

下面结合附图及实施例对本实用新型作进一步的详细描述，但该实施例不应理解为对本实用新型的限制。

本实用新型一种地下核电站安全壳潜热式冷却系统如图1所示，包括位于地面上的地面水池5和位于地下岩层1内的安全壳及冷凝洞室3。安全壳外层为岩体改造层2。安全壳25内腔上部设置有吸气支管15，下部设置有雾化喷嘴18和干冷气分流支管19。

冷凝洞室3内设置冷凝热交换器9，冷凝热交换器9的冷却水管与外部热阱6和地面水池5连接，外部热阱6可以是冷冻水系统或厂用水系统。冷凝热交换器9进气口连接数控气泵13的输出端，数控气泵13输入端通过吸气管20与位于安全壳25顶部的吸气支管15相连，数控气泵13通过厂用电供电，多路备用电池备用。冷凝热交换器9的排气口连接第一汽水分离器7进口，第一汽水分离器7的排气口通过干冷气管22与安全壳25内的干冷气分流支管19相连；冷凝热交换器9的排水口连接第二汽水分离器8进口，第二汽水分离器8的排水口与高效过滤器12的输入端相连，高效过滤器12输出端通过雾化水管21与安全壳25内的雾化喷嘴18连接；第一汽水分离器7的排水口经过第二逆止阀11与第二汽水分离器8进口相连，第二汽水分离器8的排气口经过第一逆止阀10与第一汽水分离器7进口相连。高效过滤器12的输入端还与位于高效过滤器12上游的雾化补水箱24通过补水隔离阀23相连。

安全壳25顶部吸气管20上设置吸气隔离阀14，安全壳25内干冷气管22上设置有冷气隔离阀17，安全壳内雾化水管21上设置雾化水隔离阀16。

冷凝洞室3的标高高于安全壳25，为安全壳25内雾化喷嘴18提供足够压差水头，高差至少为50m。雾化喷嘴18喷出水滴直径在0.1微米至10微米之间。雾化水管21穿过安全壳25的部分设置为下沉段21-1，下沉段21-1的标高低于雾化水管21其他部分的标高，为安全壳2提供一定的液封，两者标高差至少为10cm。雾化喷嘴18布置在安全壳底部和侧壁，在安全壳内的热源处增加雾化喷嘴18布置，如压力容器4周边等热源处。干冷气分流支管19可与雾化喷嘴18一同布置，且干冷气分流支管19出口处位置低于雾化喷嘴18。

严重事故时，安全壳25内温度升高。冷凝洞室3内的雾化补水箱24经补水隔离阀23向雾化水管21注水，并同步启动数控气泵13，在重力势差及数控气泵13驱动加压下，冷却水经雾化喷嘴18在安全壳25底部被雾化成直径0.1微米至10微米的细小水雾。此时冷却液和安全壳25大气的接触面积成百上万倍地急剧增加(如图3)，雾化微粒温度迅速升高，带走安全壳25大气的热量，同时，由于雾化微粒小，表面积大，大量雾化微粒蒸发，通过雾化微粒的巨大汽化潜热进一步带走安全壳大量热量(如图2所示)。此时，安全壳25底部的湿空气密度减小，在密度差作用下上浮至吸气管支管15附近，在数控气泵13的抽吸作用下经吸气管20被抽吸至冷凝洞室4中的冷凝热交换器9内，湿空气在冷凝热交换器9内被外部热阱6或地面水池5冷却降温，湿空气露点降低，形成的凝结水排向第二汽水分离器8，形成的冷空气排向第一汽水分离器7。

第二汽水分离器8内的凝结水经汽水分离后，凝结水经高效过滤器12由雾化水管21输送至安全壳25内的雾化喷嘴18处雾化，继续下一轮吸热过程；第二汽水分离器8分离的少量干空气经第一逆止阀10排至第一汽水分离器7。

第一汽水分离器7内的冷空气经汽水分离后，分离出的干冷空气经干冷气管22排向安全壳，由干冷气分流支管19分配到安全壳25内不同区域，干冷空气的注入可增加安全壳的排热，并能降低空气湿度，加强雾化微粒的换热；第一汽水分离器7分离的少量凝结水经第二逆止阀11排至第二汽水分离器8。

此时，在安全壳底部，干冷空气由干冷气分流支管19喷至安全壳25内底部，凝结水由雾化喷嘴18雾化成雾化微粒，干冷空气和雾化微粒吸收热量，完成安全壳排热的一次闭式循环。

在上述技术方案中，冷凝水被雾化成直径0.1微米至10微米的细小水雾，以水雾直径10微米保守计算，其表面增加如图2所示。以AP1000核电站非能动余热排出热交换器为例，其冷却水流量约62kg/s，若等流量的冷却水全部雾化成直径10微米的微粒，其表面积增加约49000倍，热交换能力可显著提高。另一方面，以上述AP1000核电站为例，其热量交换是以冷却水的温差达到热交换目的，而本实用新型采用温差吸热和蒸发潜热吸热结合的方式，其效率更高。为吸收同等热量所需雾化水量与常规换热所需水量之比如图3所示。以典型严重事故工况为例，安全壳内温度达150℃时，所需雾化水量仅为常规手段的15％。

其它未详细说明的部分均为现有技术。本实用新型并不严格地局限于上述实施例。