[实用新型]一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构

说明书

本实用新型提供一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构，其包括：蒸发热管、冷凝管和连接管；所述蒸发热管设置在乏燃料池内，并位于所述乏燃料池内的液位以下；所述冷凝管设置在所述乏燃料池的外部，位于放射性废物厂房屋顶上方；所述连接管设置在所述乏燃料池内，且垂直向上穿出所述乏燃料池，沿所述放射性废物厂房向西延伸穿出所述放射性废物厂房，然后沿所述放射性废物厂房的外墙壁朝南延伸与所述冷凝管连接。本实用新型提供的长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构，热管蒸发段，冷凝段均采用了组合件，减少连接管的数量以简化布置。

技术领域

本实用新型针对大型分离式热管的布置，尤其涉及一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构。

背景技术

我国引进的AP1000核电站及后续自主研发的CAP1400、CAP1700大型先进压水堆核电站属于第三代核电技术，采用了大量先进非能动安全技术，能够保证严重事故后72小时内不需要人为干预。但严重事故后仅72小时不需要人为干预是不够的，需要考虑乏燃料水池及安全壳的长期非能动冷却。

乏燃料水池事故后长期冷却时的热源温度一般在50～90℃，而空气温度一般在-40～50℃，但是需要冷却的热量很大，这是一个小温差大传热量问题。这种运行工况下使用热管换热器是一个可行的选择。由于热管换热器最终热阱为大气，为增加向空气散热的冷凝端的对流换热系数，可以考虑采用翅片强化换热。

由于乏燃料池与最终热阱厂外大气之间有一定的距离，因此采用蒸发段和冷凝段分开布置的分离式热管换热器更为合宜。基于乏燃料池内贮存格架的布置和总的热负荷，单根热管的换热能力无法满足要求，整个热管冷却系统需要包含多根蒸发管和多根冷凝管。因其数量众多，考虑使用组合件，以减少蒸发段和冷凝段之间连接管的数量。此外，由于乏燃料池内布置了众多乏燃料贮存格架，对热管蒸发段的布置提出了要求，乏燃料池所在厂房的结构尺寸，对热管的连接管走向提出了要求，厂房外冷凝段的布置空间尺寸，也对冷凝管的根数与排布方式提出了技术要求。

因此，本文基于乏燃料池内格架布置及厂房的结构尺寸，提出一种合理的热管布置方式，并通过组合件尽量减少连接管的数量。

实用新型内容

本实用新型针对现有技术的不足，提出一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构。

本实用新型提供的一种长期非能动冷却乏燃料池的分离式热管换热器结构，其包括：蒸发热管、冷凝管和连接管；所述蒸发热管设置在乏燃料池内，并位于所述乏燃料池内的液位以下；所述冷凝管设置在所述乏燃料池的外部，位于放射性废物厂房屋顶上方；所述连接管设置在所述乏燃料池内，且垂直向上穿出所述乏燃料池，沿所述放射性废物厂房向西延伸穿出所述放射性废物厂房，然后沿所述放射性废物厂房的外墙壁朝南延伸与所述冷凝管连接；其中，所述蒸发热管分别以23根和13根两种数量为一组；所述蒸发热管靠近所述乏燃料池的内壁单排布置，23根一组的蒸发热管横向长度为3m，13根一组的蒸发热管横向长度为1.8m；所述冷凝管组合件分别以72根、48根、40根和27根的数量为一组，每组冷凝管的长度均为20m。

优选地，所述蒸发热管的内径为65mm，所述蒸发热管的外径为76mm。

优选地，每组所述蒸发热管的两端通过联箱组合连接，所述蒸发热管的中心间距为120mm。

优选地，所述联箱的管道的内径为95mm，外径为100mm，所述联箱的封口一端预留50mm的距离，所述联箱的封口的另一端与所述连接管连接。

优选地，所述冷凝管的安装区域的平面尺寸为20×60m；所述冷凝管分为7层设置，与所述蒸发热管相匹配。

优选地，最下层的冷凝管距离所述放射性废物厂房的房顶5m，每层冷凝管之间的距离为300mm。