[发明专利]一种非能动钢制安全壳热量导出系统

说明书

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种非能动钢制安全壳热量导出系统，设置在反应堆的安全壳(1)的侧壁与安全壳(1)共同构成封闭的环形空腔(5)的冷却罩(7)，冷却罩(7)上设有冷却水回路，当安全壳(1)需要降温时，冷却水回路能够以非能动的方式从冷却罩(7)的底部向环形空腔(5)内注入冷却水，环形空腔(5)内吸热后的冷却水能以非能动的方式从冷却罩(7)的顶部回流至冷却水回路中；安全壳(1)的材质为不锈钢。本发明消除了传统能动安全系统对安全级电源的依赖，具有较高的自然循环能力和排热能力，提供事故后无需干预的长期缓解事故后果的能力。

技术领域

本发明属于核电厂反应堆安全系统技术领域，具体涉及一种非能动钢制安全壳热量导出系统。

背景技术

安全壳是轻水堆核电厂防止堆芯放射性裂变产物大量释放到外部环境的最后一道安全壳屏障。核电厂事故条件下会有大量的高温流体(水和蒸汽)从反应堆冷却回路释放到安全壳空间中，引起温度和压力的明显升高，从而威胁到安全壳结构的完整性。

传统的压水堆核电厂采用能动的安全壳喷淋系统来降低安全壳的压力和温度，但该方法却无法应对丧失电源的超设计基准工况。因此，从上世纪八十年代开始，美国、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动安全技术的研究。例如美国AP1000的非能动安全壳冷却系统(见图1)，事故工况下产生安全壳压力高的信号后，连接设置在安全壳顶部的水箱2的管道阀门开启，水箱的冷却水依靠重力流出并覆盖钢制安全壳外壁面形成液膜，从而对其进行降温冷却。另一方面，空气从顶部入口1进入，在自然循环驱动压头的作用下流经下降通道后折返向上流过液膜表面，促进液膜的蒸发，进一步将热量导入最终热阱——大气环境中。又例如

ZL201110437864.6公开了一种基于自然循环回路设计的非能动安全壳热量导出系统(见图2)。事故条件下蒸汽冷凝并加热位于安全壳内的换热器3；管道回路内的流体在冷热源温差的作用下形成自然循环流动，进一步将热量传入上方的冷却水箱2；冷却水箱2中的水升温后再通过蒸发和沸腾最终把热量导入大气环境。此外，针对钢制安全壳，ZL201410371100.5公开了一种基于安全壳外置混凝土水池的方案，该方案通过向外置混凝土水池注入冷却水来淹没安全壳，并通过外置混凝土水池内的冷却水的蒸发相变来导出钢制安全壳表面的热量。

现有的非能动安全壳冷却系统设计借助于重力、密度差等自然驱动力，能够有效地应对丧失电源的极限事故工况，简化了系统，减少对能动设备和操作员干预的依赖，从而能有效地提高电站的固有安全性和经济性。但另一方面，由于系统设计以及非能动物理机制固有的属性，当前的非能动系统也有一定的局限性。例如AP1000的方案中，冷却水在流经安全壳外壁面后就直接流失到环境了，无法再对安全壳进行冷却。同时考虑到顶部水箱2的容量限制，该非能动安全壳冷却系统只能维持72小时有效。又例如ZL201110437864.6公开的非能动安全壳热量导出系统，一方面换热器3位于安全壳内，不可凝结气体在换热器3附近的局部积累会削弱蒸汽冷凝换热的能力；另一方面由于布置空间的限制，换热器3的接触面积大小有限，从而影响了换热功率的进一步提升；此外，布置在安全壳外的冷却水箱2增加了贯穿件的数量，而布置在安全壳内的换热器3破损时还会引入额外的安全壳淹没风险。ZL201410371100.5公开的针对钢制安全壳的外置混凝土水池的方案，为了实现安全壳的淹没，需要在安全壳外构建一个混凝土水池结构，这对于安全壳高度较高(约60m)的大型压水堆电厂而言，建造难度和成本较高；并且由于水池内的水无法流动，因而容易形成热分层现象而降低整体的换热冷却效率。

发明内容

本发明的目的在于针对采用钢制安全壳的轻水堆核电站，提供一种非能动安全壳热量导出系统。该系统在核电站发生安全壳内升温升压现象的事故工况(包括设计基准事故和严重事故)时，通过借助钢制安全壳壁面提供的巨大换热面和自然循环回路系统，将安全壳热量快速有效地导出，将压力和温度降低至较低水平，并在长期阶段维持可接受水平，以保持安全壳的完整性。