一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统

技术领域

本发明属于反应堆非能动系统技术领域，具体涉及一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统。

背景技术

从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，中国、美国、俄罗斯等国设计的第三代先进压水堆都采用了非能动安全壳热量导出装置来缓解安全壳超温超压问题。

美国AP1000的非能动安全壳冷却系统采用非能动方式把安全壳内的热量散发到最终热阱－大气。正常运行工况下，空气从安全壳屏蔽构筑物顶部入口进入，流过下降通道后又反向通过上升流道，带走安全壳容器壁传递的热量，最后从烟囱排至环境。AP1000的重力注水箱设置在安全壳最上方。接到安全壳高压力信号后，系统自动启动，只需开启三个常关隔离阀中的任何一个，不需其他动作即可启动系统。系统的启动也可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。

我国的“华龙一号”则以分体式换热器作为非能动安全壳排热装置的核心系统。这种非能动换热系统主要利用流体两端受热不同产生的密度差工作。在安全壳发出压力警报后，开启管路阀门，流体即可被密度差推动进行自然循环换热，将安全壳中的热量排入换热水箱，进而排出大气。

对于换热器式非能动安全壳热量导出系统，当外部冷却水箱内的水达到饱和状态并不断蒸发时，其换热效率将会降低。经过一段时间后，必须通过外部补水手段对外挂水箱及时进行补水，才能继续维持此非能动安全壳热量导出系统的运行。无法更进一步地延长事故后不干预时间。

发明内容

针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的在于提供一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统，在事故后可以对外挂水箱内部的高温水进行冷却，并显著延长事故后不干预时间。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统，包括设置在核电厂的核岛的安全壳内的非能动换热器和设置在所述安全壳外的与所述非能动换热器进行换热的外挂水箱，其中，还包括设置在所述外挂水箱内部的冷却装置，所述冷却装置能够使用制冷剂对所述外挂水箱内的冷却水进行迅速冷却。

进一步，所述冷却装置由内部换热管组成，所述内部换热管连接制冷剂冷却管，所述制冷剂通过所述制冷剂冷却管从所述内部换热管进出，带走所述外挂水箱内的所述冷却水的热量。

进一步，所述制冷剂冷却管不与所述冷却装置连接的一端作为所述制冷剂的制冷剂出入口，所述制冷剂出入口为多列设计，所述制冷剂出入口上设有阀门，通过所述阀门实现所述制冷剂从所述制冷剂冷却管的进出。

进一步，所述制冷剂出入口能够接驳于所述核电厂的已有的制冷系统的旁路，也能够接驳于针对所述冷却装置的专用的制冷循环装置。

进一步，所述制冷剂冷却管采用高热导率的铜或不锈钢或其它高导热率的合金材料制作而成。

进一步，所述制冷剂冷却管留有额外的维护出入口。

进一步，所述制冷剂冷却管外部包覆有保温及防飞射物撞击的保护材料。

进一步，所述保护材料的内层由多孔发泡材料构成、所述保护材料的外层由坚固材料构成，所述坚固材料包括塑料管或钢管。

进一步，所述制冷剂冷却管通过固定连接装置固定安装在所述安全壳外壁侧。

进一步，所述内部换热管为中空、多向弯折的结构，所述内部换热管采用了表面改性技术以强化换热。

进一步，还包括设置在所述外挂水箱之外的大面积的换热翅片，所述换热翅片设置在通透的栅格网板上，不同层之间的所述换热翅片交错排列；所述换热翅片通过热管或导热率良好的金属连接所述冷却装置的所述内部换热管。

进一步，在需要测温的关键位置设置温度监测装置，所述关键位置包括所述外挂水箱和所述制冷剂冷却管的所述制冷剂出入口。

本发明的有益效果在于：

1.通过在外挂水箱3内部设置冷却装置，可以有效增加原有非能动安全壳热量导出系统的冷却时间，延长事故后不干预时间，显著降低安全壳超温超压的可能，可以更进一步地满足我国核安全法规HAF102(2016)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和保障安全壳排热的要求，同时满足EUR(欧洲用户要求)和URD(美国用户要求文件)中关于要保证超设计基准事故下安全壳的排热要求。

2.冷却装置为多元化设计，可通过空冷、制冷剂或核电厂现有制冷系统的旁路等多种手段在事故后为外挂水箱3内部进行冷却，提高了系统的可靠性。

3.通过设置备用的维护出入口、温度监测装置、外部的保护材料等，保障了系统的可维护性及运行可靠性。

附图说明

图1是本发明具体实施方式中所述的一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统的示意图；

图2是本发明具体实施方式中所述的冷却装置的内部换热管的示意图之一；

图3是本发明具体实施方式中所述的冷却装置的内部换热管的示意图之二；

图4是本发明具体实施方式中所述的冷却装置的内部换热管的示意图之三；

图5是本发明具体实施方式中所述的冷却装置的内部换热管的示意图之四；

图6是本发明具体实施方式中所述的换热翅片的示意图；

图7是图6的A向视图；图8是本发明具体实施方式中所述的包覆有保护材料的制冷剂冷却管的横截面的示意图；

图中：1-安全壳，2-非能动换热器，3-外挂水箱，4-冷却水，5-冷却装置，6-换热翅片，7-制冷剂冷却管，8-制冷剂出入口，9-阀门，10-栅格网板，11-热管，12-多孔发泡材料，13-坚固材料。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。

如图1所示，本发明提供的一种带热阱冷却装置的非能动安全壳热量导出系统，包括设置在核电厂的核岛的安全壳1内的非能动换热器2和设置在安全壳1外的与非能动换热器2进行换热的外挂水箱3(即热阱)，其中，还包括设置在外挂水箱3内部的冷却装置5，冷却装置5能够使用制冷剂对外挂水箱3内的冷却水4进行迅速冷却。

冷却装置5由内部换热管组成，内部换热管连接制冷剂冷却管7，制冷剂通过制冷剂冷却管7从内部换热管进出，带走外挂水箱3内的冷却水4的热量。

制冷剂冷却管7不与冷却装置5连接的一端作为制冷剂的制冷剂出入口8，制冷剂出入口8为多列设计，制冷剂出入口8上设有阀门9，通过阀门9实现制冷剂从制冷剂冷却管7的进出。

制冷剂出入口8(通过一系列阀门9的调整)能够接驳于核电厂的已有的制冷系统的旁路，也能够接驳于针对冷却装置5的专用的制冷循环装置及备用维护系统，增强了整个系统的多样性、可靠性和可维护性。

制冷剂冷却管7采用高热导率的铜或不锈钢或其它高导热率的合金材料制作而成。

制冷剂冷却管7留有额外的维护出入口，便于对制冷剂冷却管7内部进行日常检测、维护，以及必要时充入化学溶剂进行清洗。

制冷剂冷却管7外部包覆有保温及防飞射物撞击(起到缓冲作用)的保护材料。

如图8所示，保护材料为多层结构，保护材料的内层由多孔发泡材料12构成，起到保温及缓冲作用；保护材料的外层由坚固材料13构成，坚固材料13包括塑料管或钢管。

制冷剂冷却管7通过固定连接装置固定安装在安全壳1外壁侧。

如图2、图3、图4、图5所示，内部换热管为中空、多向弯折的结构，内部换热管的制冷剂的出入口位于内部换热管的两侧下部，内部换热管向上延伸进入外挂水箱3内部后按照从下至上、从左至右的方向充分弯折，增加冷热流体的接触面积，提高换热效率。内部换热管采用了表面改性技术以强化换热。

还包括设置在外挂水箱3之外的大面积的换热翅片6，便于外挂水箱3内高温传导至外侧与大气接触，进行空冷。如图6、图7所示，换热翅片6设置在通透的栅格网板10上，不同层之间的换热翅片6交错排列，可以促使空气自动流通，以增加空气对流换热的效率；换热翅片6通过热管11或导热率良好的金属连接冷却装置5的内部换热管。

在需要测温的关键位置设置温度监测装置，关键位置包括外挂水箱3和制冷剂冷却管7的制冷剂出入口8。

冷却装置的设计为多元化设计，在事故工况下，外挂水箱3内水温超过监测预警值时，调整制冷剂出入口8上的一系列阀门9，即可通过制冷剂冷却管7，通入制冷剂对外挂水箱3进行制冷；同时，也可通过延伸至外挂水箱3外部的大面积的换热翅片6，将外挂水箱3内高温传导至外侧与大气接触，进行空冷。

本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。