[实用新型]一种非能动安全壳冷却系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及的是一种冷却系统，具体地说是核安全和热工水力技术领域的冷却系统。

背景技术

安全壳是核电站发生事故时，防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障。在发生LOCA、MSLB等严重事故时，安全壳冷却系统必须保证安全壳内温度、压力不超过设计许用范围，从而保持安全壳的完整性。

目前压水堆核电站采用的双层安全壳设计包括钢-混凝土安全壳和混凝土-混凝土安全壳两种。针对钢-混凝土安全壳提出的非能动冷却系统都是以钢安全壳作为事故隔离边界和热量导出界面，其换热性能直接关系到整个核电站的安全。如AP1000的非能动冷却系统能在所有DBA情况下，有效控制安全壳内温度、压力，保证安全壳的完整性。虽然其对安全壳喷淋冷却的实现不用外源维持，但是其启动是需要外部供电或供汽的。一旦这些外部动力供应中断，则该系统就可能无法启动，难以发挥其设计功能。另外，由于制造成本、热处理和腐蚀方面的问题，钢-混凝土安全壳这种组合形式不适宜在大型核电站中使用。对于双层混凝土安全壳来说，虽然不存在上述问题，但由于混凝土的导热系数很低，不能作为热量导出的界面，因此在安全壳内部设置换热器是一种可行的方案(C S Byun，D W Jerng，N E Todreas，et al.Conceptual design and analysis of a semi-passive containment cooling system for a large concrete containment.Nuclear Engineering and Design，2000，199：227-242；S J Cho，B S Kim，M G Kang，et al.The development of passive design featuresfor the Korean Next Generation Reactor.Nuclear Engineering and Design，2000，201：259-271；S W Lee，W P Baek，S H Chang.Assessment of passive containment cooling concepts for advanced pressurized water reactors.Ann.Nucl.Energy，1997，24(6)：467-475)。

然而，上述包括AP1000在内的安全壳冷却系统的设计都包含有冷却水池，并且冷却水池中的水只能得到一次利用，因此，为了获得尽量长的喷淋和冷却时间，水池的设计容积都很庞大。另外，为了建立自然循环，水池主要放置在安全壳顶部或露天修建在安全壳外部较高的位置。这样就会带来与地震相关的问题以及寒冷气候条件下冷却水的冻结问题。为了保证安全壳冷却系统的正常工作，则必须在水池内部设置加热器，这就需要提供一部分外部能源。

发明内容

本实用新型的目的在于提供可以在事故工况下提供安全壳内的长期、有效冷却，从而保证事故工况下反应堆安全壳内的温度和压力在允许的限值以下的一种非能动安全壳冷却系统。

本实用新型的目的是这样实现的：

本实用新型一种非能动安全壳冷却系统，包括内层混凝土安全壳、外层混凝土安全壳，其特征是：还包括水池、内部蒸发器管束、汽水分离器、外部空气冷却器，水池位于内层混凝土安全壳和外层混凝土安全壳组成的环形腔内，外部空气冷却器位于内层混凝土安全壳和外层混凝土安全壳穹顶之间，内部蒸发器和汽水分离器均位于内层混凝土安全壳里，内部蒸发器的两端分别通过两根管连接汽水分离器，汽水分离器通过第一根伸出内层混凝土安全壳的管连接外部空气冷却器，内部蒸发器管束通过第二根伸出内层混凝土安全壳的管连通水池。

本实用新型还可以包括：

1、内部蒸发器管束两端分别安装内部蒸发器上封头和内部蒸发器下封头，内部蒸发器管束采用水平向上倾斜布置的方式、与水平面的夹角为0°～45°。

2、还包括蒸汽导流板，所述的蒸汽导流板设置在内层混凝土安全壳里。

3、所述的外部空气冷却器采用水平向下倾斜布置的方式，外部空气冷却器的低位端安装排放管，排放管位于水池的上方。

4、外层混凝土安全壳上开有空气入口和空气出口。