一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统的制作方法

1.本发明属于核事故安全防护技术领域，具体为一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统。


背景技术：

2.安全壳作为核电厂放射性物质屏蔽的第三层结构，事故情况下可以将放射性物质包容在其内，因此，保证安全壳的完整性至关重要。第三代核电对于安全壳完整性的保护采用了多种设计，其中主要堆型都采用了双层安全壳的设计。其中，epr为双层安全壳，外壳、内壳都为1.3m厚的预应力钢筋混凝土；wwer同样为双层安全壳，外壳为钢筋混凝土结构，0.6m厚，内壳为预应力钢筋混泥土，1.2m厚；acp1000同样也采用了双层安全壳结构，外壳结构钢筋混泥土，内壳为预应力钢筋混泥土，内侧有一层钢衬里。这三种堆型的双层安全壳，外壳主要功能为防止撞击，内壳主要功能为承压。事故情况下，安全壳内的热量导出主要靠壳内的换热器将热量导出到壳外，但是上述方式都没有利用换热器中沸腾的方式。
3.另外，美国的ap600和ap1000系列使用的双层安全壳，前期利用水膜覆盖蒸发带走安全壳内热量，后期利用空气自然对流带走安全壳内热量，这确保了安全壳内温度、压力在设计值以下，保证了安全壳的完整性。中国的cap1400设计同样采用了双层安全壳结构，其功能和作用与ap1000接近，内壳作为换热的边界。


技术实现要素：

4.为解决现有技术存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统，利用该系统能将事故后的安全壳内的热量导出，保证安全壳不超过设计的压力温度，提高核电厂的安全性和可靠性。
5.为达到以上目的，本发明采用的一种技术方案是：
6.一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统，包括安全壳、安全壳冷却水箱、换热器、汽水分离器、回流管和蒸汽出口，其中：
7.所述安全壳冷却水箱位于安全壳外部，所述换热器位于安全壳内部，所述安全壳冷却水箱的出水口通过管道连接所述换热器底部的进水口；所述安全壳冷却水箱和所述换热器具有设定的液位差，保证所述安全壳冷却水箱内的水可全部进入所述换热器，且在所述换热器内发生沸腾；
8.所述汽水分离器和回流管位于安全壳内部，所述蒸汽出口位于安全壳外部，所述汽水分离器底部具有进汽口和排水口，顶部具有排气口，所述汽水分离器的进汽口与所述换热器的出汽口连通，所述汽水分离器的排气口与所述蒸汽出口连通；所述换热器底部还具有回流口，所述汽水分离器的排水口通过所述回流管与所述换热器的回流口连通；
9.经所述汽水分离器分离后的水重新流回到所述换热器底部，分离后的干蒸汽则从所述蒸汽出口排入大气环境。
10.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，在所述安全壳冷却
水箱和所述换热器连接的管道上串联设置有入口壳外隔离阀和入口壳内逆止阀，所述入口壳外隔离阀连接所述安全壳冷却水箱的出水口，所述入口壳内逆止阀连接所述换热器的进水口。
11.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，所述入口壳外隔离阀位于安全壳外部，由多个并联的常关隔离阀组成；所述入口壳内逆止阀位于安全壳内部，为常开隔离阀；当核事故发生后，所述入口壳外隔离阀可自动打开与所述入口壳内逆止阀连通。
12.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，在所述汽水分离器的排气口与所述蒸汽出口连接的管道上串联设置有出口壳内隔离阀和出口壳外隔离阀，所述出口壳内隔离阀连接所述汽水分离器的排气口，所述出口壳外隔离阀连接所述蒸汽出口。
13.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，所述出口壳外隔离阀位于安全壳外部，由多个并联的常关隔离阀组成；所述出口壳内隔离阀位于安全壳内部，为常开隔离阀；当核事故发生后，所述出口壳外隔离阀可自动打开与所述出口壳内隔离阀连通。
14.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，所述换热器采用管式，根据堆容量的特点确定所述换热器的组数。
15.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，经所述汽水分离器分离之后的蒸汽干度不低于90％。
16.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，在安全壳内所述换热器的外侧设置有允许气体通过的换热器防护罩，用于防止在事故中其他飞射物对换热器的损伤而导致系统失效。
17.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，所述换热器通过换热器支撑固定在安全壳侧壁上。
18.进一步，如上所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，位于安全壳外部的管道设置有保温隔热措施。
19.采用本发明所述的用于事故后非能动安全壳热量排出系统，具有以下显著的技术效果：
20.1、非能动，系统的长期运行不依靠动力装置，只依靠温度差和密度差形成的自然循环；
21.2、利用有换热器类型的安全壳冷却方式，采用特殊的液位差设计，从而实现了换热器内池式沸腾，极大的提高单个换热器的带热能力，降低安全壳内压力和温度；
22.3、本发明所述系统适用于核电厂事故全周期，从整体上降低了安全壳因升温升压而造成完整性受损的可能性，提高了核电厂的安全性、可靠性。
附图说明
23.图1是本发明实施例中提供的一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统的结构示意图；
24.图中：1、安全壳；2、内置换料水箱；3、压力容器和控制棒驱动机构；4、堆坑；5、安全
壳冷却水箱；6、入口壳外隔离阀；7、出口壳外隔离阀；8、出口壳内隔离阀；9、汽水分离器；10、换热器；11、回流管；12、换热器防护罩；13入口壳内逆止阀；14、水蒸汽出口；15、换热器支撑。
具体实施方式
25.下面结合具体的实施例与说明书附图对本发明进行进一步的描述。
26.本发明提供了一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统，该系统的核心工作原理是利用池式沸腾带热能力强的特点，将事故后的安全壳内的热量导出，保证安全壳不超过设计的压力温度，提高核电厂的安全性和可靠性。
27.图1示出了本发明实施例提供的一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统的结构示意图，该系统主要由安全壳1、安全壳冷却水箱5、入口壳外隔离阀6、入口壳内逆止阀13、换热器10、汽水分离器9、回流管11、出口壳内隔离阀8、出口壳外隔离阀7、蒸汽出口14等组成，其中：
28.安全壳冷却水箱5和入口端壳外隔离阀6位于安全壳1外部，入口壳内逆止阀13和换热器10位于安全壳1内部，安全壳冷却水箱5的出水口连接入口壳外隔离阀6，入口壳外隔离阀6通过贯穿安全壳1的管道连接入口壳内逆止阀13，入口壳内逆止阀13连接换热器10底部的进水口。安全壳冷却水箱5和换热器10具有设定的液位差，保证安全壳冷却水箱5内的水可经过入口壳外隔离阀6和入口壳内逆止阀13进入换热器10。
29.汽水分离器9位于安全壳1内换热器10的出汽口处，汽水分离器9底部具有进汽口和排水口，顶部具有排气口，换热器10的出汽口连接汽水分离器9的进汽口；换热器10底部还具有回流口，汽水分离器9的排水口通过回流管11和换热器10的回流口连通。当换热器10内的水被加热到高于当地的饱和温度后开始沸腾，产生的蒸汽上升进入汽水分离器9，分离之后的干蒸汽通过汽水分离器9的排气口排出，分离之后的水由回流管11流回到换热器10底部。随着蒸发，安全壳冷却水箱5内的水不断补充进入换热器10。这样就形成了循环，并带走了热量。
30.安全壳冷却水箱5和换热器10在回路上的阀门组打开之后，会形成一个连通器，二者之间的液位差要满足安全壳冷却水箱5内的水能最终都进入换热器10内，同时也要满足能发生沸腾且发生在换热器10内，如此设置保证系统正常运行，而且高效带热。
31.本实施例中，换热器10采用管式，方便气体流通。根据堆容量的特点确定换热器10的组数。
32.本实施例中，汽水分离器9的分离能力至少能满足两台换热器10产生的湿蒸汽的流量，即一台汽水分离器9对应两台换热器10。经汽水分离器9分离之后的蒸汽干度不低于90％。
33.本实施例中，出口壳内隔离阀8位于安全壳1内部，出口壳外隔离阀7和蒸汽出口14位于安全壳1外部，汽水分离器9的排气口连接出口壳内隔离阀8，出口壳内隔离阀8连接出口壳外隔离阀7，出口壳外隔离阀7连接蒸汽出口14。经汽水分离器9分离之后的干蒸汽通过出口壳内隔离阀8和出口壳外隔离阀7从蒸汽出口14排出，进入大气环境。
34.本实施例中，入口壳外隔离阀6由多个并联的常关隔离阀组成，入口壳内逆止阀13为常开隔离阀；出口壳外隔离阀7由多个并联的常关隔离阀组成，出口壳内隔离阀8为常开
隔离阀。当核事故发生后，安全壳压力温度升高到设定值时，入口壳外隔离阀6和出口壳外隔离阀7被自动打开，系统内外连通。基于上述阀组的设计，该系统满足设计基准事故投运的单一事故准则。
35.本实施例中，入口壳外隔离阀6、入口壳内逆止阀13、出口壳内隔离阀8和出口壳外隔离阀7都为电动阀。
36.本实施例中，入口壳外隔离阀6和出口壳外隔离阀7均由两个并联的常关隔离阀组成。
37.换热器防护罩12设置在安全壳1内换热器10的外侧，主要用于防止在事故中其他飞射物对换热器10的损伤而导致系统失效。防护罩12具有既能有效抵抗飞射物破坏的能力，又能允许气体通过。
38.换热器支撑15固定在安全壳1侧壁上，用于为换热器10提供支撑，能保证系统运行状态的稳定，消除大部分由于沸腾引起的振动，确保系统的完整性。
39.安全壳1外的管道设置有保温隔热措施，避免在非设计系统位置发生冷凝或沸腾而对系统性能造成影响。
40.上述用于事故后非能动安全壳热量排出系统的工作模式为：
41.当核电厂发生loca或者主蒸汽管道破裂，安全壳压力温度升高到设定值，非能动安全壳热量排出系统接受到该信号后投运。安全壳1内的内置换料水箱2的水最终进入到堆坑4，将压力容器和控制棒驱动机构3淹没，将热量带到安全壳1内大气空间。投运过程为：
42.打开换热器入口壳外隔离阀6和出口壳外隔离阀7，系统联通，系统依靠安全壳冷却水箱5和换热器10之间的液位差和换热器10内沸腾相变形成的密度差形成的驱动力自然循环起来。壳内的换热器10在壳内的高温情况下，由于换热器10和安全壳冷却水箱5设定特殊液位差，壳内换热器10内会逐渐达到沸腾的饱和温度并开始沸腾。沸腾产生的湿蒸汽上升、汇集进入到汽水分离器内9，水被分离出来重新流回到换热器10底部，干蒸汽从汽水分离器9流出，经过换热器出口阀组，最终从水蒸汽出口14进入到大气环境。整个过程无需能动设备和动力源。系统的安全壳冷却水箱储水量至少可以保证系统72小时的运行。
43.本发明提供的一种用于事故后非能动安全壳热量排出系统，主要利用有换热器类型的安全壳冷却方式，采用特殊的液位差设计，从而实现了换热器内池式沸腾，该特性与上述所有类型安全壳冷却方式都不同，大大的提高了系统的带热能力，使得该非能动安全壳冷却系统能运用到核电厂事故全周期。
44.上述实施例只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。