[发明专利]一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统

说明书

本发明公开了一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统，属于核反应堆工程技术领域，其包括安全壳、压力容器、液态镓收集箱、热管、冷却舱和储镓箱；安全壳布置在大海环境，安全壳具有容纳腔；压力容器和液态镓收集箱上下设置，并位于安全壳的容纳腔内；热管的一端插置在液态镓收集箱内，另一端设置在液态镓收集箱外；储镓箱位于安全壳的容纳腔内；储镓箱通过液态镓释放阀门与液态镓收集箱连通；冷却舱设置安全壳的下端，并位于大海环境的海平面以下。本发明不会面临热阱丧失导致反应堆容器外部冷却失效的风险，不会在安全壳内部产生大量蒸汽，避免了流道阻塞和安全壳超压的问题，具有安全稳定、可以长期运行的优点。

技术领域

本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种采用液态镓作为中间传热介质、热管传递热量的用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统。

背景技术

浮动核电站可用于发电、海水淡化，能满足区域供电、海上石油开采、孤岛等特殊需要，提高浮动核电站的安全性(或减轻假定严重事故)是浮动核电站设计的关键。熔融物堆内滞留(IVR)是许多先进反应堆设计减轻假定严重事故的关键策略之一。IVR的成功在很大程度上依赖于反应堆容器外部冷却(ERVC)，通过ERVC将衰变热从反应堆容器下封头的熔融堆芯中排出。

传统ERVC采用蒸发堆坑流道内冷却水，以维持压力容器完整性。这就导致传统ERVC具有三个缺陷：(1)流道内产生大量蒸汽，有流道出口阻塞、下封头赤道位置热流密度超过临界热流密度极限，进而引起熔融物熔穿压力容器的风险。(2)安全壳内产生大量蒸汽，有造成安全壳超压威胁安全壳完整性的风险。(3)传统ERVC不能长期运行，因为堆坑水不断升温，当温度足够高时，传统ERVC将丧失冷却能力。

因此，亟需一种适用于浮动核电站的更安全、稳定、可靠的压力容器外部冷却系统。

发明内容

本发明的主要目的是提供一种利用液态镓作为中间传热介质、热管传递热量的用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统，采取了如下技术方案：

一种用于浮动核电站的压力容器外部冷却系统，包括安全壳、压力容器、液态镓收集箱、热管、冷却舱和储镓箱；

所述安全壳布置在大海环境，所述安全壳具有容纳腔；

所述压力容器和所述液态镓收集箱上下设置，并位于所述安全壳的容纳腔内；其中，所述压力容器下封头设置在所述液态镓收集箱内；

所述热管的一端插置在所述液态镓收集箱内，设定为蒸发段；所述热管的另一端设置在所述液态镓收集箱外远离所述压力容器的一侧，并与所述安全壳底部的内壁固定连接，设定为冷凝段；

所述储镓箱位于所述安全壳的容纳腔内，并设置在所述液态镓收集箱外；所述储镓箱与所述液态镓收集箱连通；

所述冷却舱设置所述安全壳的下端，所述冷却舱的一端与海水进口阀门的出口连接，另一端与海水出口阀门的入口连接，所述海水进口阀门的入口、所述海水出口阀门的出口均与所述大海环境连通，所述海水进口阀门、所述冷却舱和所述海水出口阀门形成海水的流动通道。

进一步地，所述储镓箱与所述液态镓收集箱之间设置有液态镓释放阀门；所述储镓箱内设置有加压氩气、液态镓和辅助加热器，所述加压氩气位于所述储镓箱的上部空间，所述液态镓位于所述储镓箱的下部空间，所述辅助加热器设置在所述液态镓内部；所述储镓箱的下部空间通过连接管与所述液态镓收集箱连通，所述液态镓释放阀门设置在所述连接管上。

进一步地，所述辅助加热器控制所述液态镓保持液态。

进一步地，所述液态镓收集箱具有存储腔，所述存储腔由所述压力容器的下封头容器壁和所述液态镓收集箱的壳体组成。

进一步地，所述液态镓收集箱的存储腔为真空。

进一步地，所述储镓箱设置在高于所述液态镓收集箱的上端面位置。