[发明专利]一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统

说明书

技术领域

本发明属于反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种热管换热式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，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。

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，如图1所示。正常运行工况下，空气从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，在安全壳上方设置重力注水箱。接到安全壳高压力信号后，系统的事故后运行自动启动，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。

亦有以普通换热器作为非能动安全壳排热装置的系统(例如俄罗斯AES-2006堆型,如图2所示)。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。这种以分体式换热器为载体的余热排出系统结构多、管路长，存在较大的沿程阻力，在一些事故工况下有失效的可能。同时，其热阻更大，载热效率相较于本发明中的热管更低，存在载热功率不足的可能。

无论从安全性还是经济性考虑，采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋，采用非能动安全壳热量导出系统，保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，可以维持安全壳的完整性，缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《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安全壳排热的要求，满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的排热要求。

发明内容

本发明的目的在于针对核电站安全设计的需要以及现有技术的不足，提供一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，从而可以在事故工况下更安全、更高效地维持安全壳的长期排热，并能够简化系统管路，提高非能动系统的固有安全性。

本发明的技术方案如下：一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，包括设置在安全壳内部的热管换热器加热段以及设置在安全壳外水箱内的热管换热器冷凝段，水箱的布置位置高于热管换热器，水箱侧面及底部通过强化换热边界与热管换热器相连接，热管换热器的加热段通过换热管的壁面冷凝和对流传热，将安全壳内的热量带出，借助自然循环驱动力，将被加热的管内汽化气体排向安全壳外，产生的高温气体在冷凝段凝结，向水箱排出热量。

进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的强化换热边界包括多层导热金属板及导热翅片。

进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的水箱内部及安全壳内部设有用于固定热管换热器的热管组件并起到强化换热作用的结构组件和强化换热装置。

更进一步，所述的结构组件和强化换热装置由导热性良好的金属材料制成。所述强化换热装置为肋片装置。

进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，在所述热管换热器上安装有热开关装置，在温度低于设定限值时，通过隔离内外部热管避免循环，在温度高于设定限值时解除隔离，使换热器投入运行。

进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的热管换热器包括多组热管组件，各组热管组件的形状和长度可根据工程实际进行调整。

本发明的有益效果如下：(1)本发明采用非能动的方案排出安全壳内热量，提高了系统的固有安全性；(2)系统能够保证在事故工况下安全壳的排热；(3)本发明由于采用热管换热器并设置热开关装置，进一步简化了非能动安全壳热量导出系统(PCS系统)的管路布置，减少了阀门数量，提高了非能动系统的固有安全性；(4)本发明可以显著提高事故后放射性物质向环境释放频率(LERF)的概率安全指标，提升核电厂的整体安全性。

附图说明

图1为美国AP1000的非能动安全壳冷却系统示意图；

图2为俄罗斯AES-2006的非能动安全壳热量导出系统示意图；

图3为本发明热管换热式非能动余热排出系统的示意图。

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。