[发明专利]一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统

说明书

技术领域

本发明属于核电站安全系统，具体涉及一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统。

背景技术

核电站安全壳是防止放射性释放到环境的第四道屏障，在核电站发生事故后，必须将核电站安全壳内的热量最终导出到安全壳外，才能保证安全壳的完整性。

核电站发生事故后，堆芯仍有大量的衰变热持续释放。为了保持堆芯的冷却，维持安全壳的完整性，必须把堆芯产生的衰变热导出到安全壳外。正常情况下，通过余热排出系统将堆芯产生的衰变热导出到安全壳外。在一回路发生破口事故情况下，一回路冷却剂、注水堆芯的冷却水释放到安全壳，最终汇集到安全壳地坑。随着堆芯持续释放衰变热，如果无法把堆坑内的热量导出到安全壳外，将使安全壳地坑的水温上升，直到达到饱和，并造成安全壳温度、压力的上升，进而威胁到安全壳的完整性。

目前国内二代加核电站通过喷淋热交换器的方式排出安全壳内的热量,在安全壳喷淋失效后，无法将安全壳内的热量导出到安全壳外。西屋公司的第三代核电站AP1000，在丧失正常余热排出系统之后，通过非能动安全壳冷却系统排出安全壳内的热量。国内设计的三代核电站ACP1000在丧失余热排出系统，并且丧失安全壳喷淋时，采用非能动安全壳热量导出系统导出安全壳内的余热。后两类核电站均是在地坑水出现沸腾之后通过水蒸气的冷凝和空气的对流传热间接的将热量导出，由于空气的导热率低，造成安全壳始终维持在较高的温度、压力之上。

发明内容

本发明的目的在于针对现有技术缺陷，提供一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，在其他安全壳热量最终导出途径失效时，直接对安全壳内地坑水进行冷却，从而导出安全壳内的热量，确保核电站安全壳的完整性。

本发明的技术方案如下：一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，包括位于安全壳外的冷却水箱，以及位于安全壳内地坑可淹没区的地坑水热交换器，所述的冷却水箱设置在高于地坑的位置，冷却水箱与地坑水热交换器之间通过冷水管线和热水管线相连接，在所述冷水管线上连接有喷射泵。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的冷水管线上部连接冷却水箱的底部，冷水管线下部连接地坑水热交换器底部传热管入口联箱；所述的热水管线下部连接地坑水热交换器顶部传热管出口联箱，热水管线上部连接冷却水箱；并且热水管线顶部出口高度位于冷水管线顶部入口高度以上。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，在安全壳外的冷水管线底部设有入口隔离阀，在安全壳外的热水管线底部设有出口隔离阀。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述喷射泵位于冷水管线顶部入口和入口隔离阀之间。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的地坑水热交换器由若干“C”型传热管组成。

进一步，如上所述的能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，其中，所述的地坑水热交换器有多台，每台地坑水热交换器单独通过冷水管线和热水管线与冷却水箱相连接，形成独立的系列。

本发明的有益效果如下：本发明所提供的地坑水冷却系统采用能动+非能动设计，在电源有效的情况下,能够使用喷射泵加强整个环路的流动，迅速的导出安全壳地坑水的热量，降低地坑水温度，在失去电源或者能动部件(喷射泵)失效的情况下，能够依靠冷却水箱和地坑水热交换器的高度差，建立自然循环驱动力，形成自然循环，非能动的导出地坑水热量。

附图说明

图1为本发明能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统结构示意图。

图中：1.冷却水箱 2.冷水管线 3.喷射泵 4.入口隔离阀 5.地坑水热交换器 6.出口隔离阀 7.热水管线 8.反应堆 9.安全壳 10.安全壳地坑11.传热管入口联箱 12.传热管出口联箱

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。

如图1所示，一种能动、非能动结合的安全壳地坑水冷却系统，包括位于安全壳外的冷却水箱1，位于安全壳内地坑可淹没区的地坑水热交换器5，连接冷却水箱与地坑水热交换器的冷水管线2、热水管线7，分别位于安全壳9外部冷水管线2和热水管线7底部的入口隔离阀4和出口隔离阀6，位于冷水管线上的喷射泵3及取水管线，喷射泵3位于冷水管线2顶部入口和入口隔离阀4之间。