[实用新型]核电站安全壳热量排出系统

说明书

技术领域

本实用新型属于核电站安全设备技术领域，具体是一种基于回路式热管冷凝器的非能动安全壳热量排出系统，属于非能动安全壳冷却系统的一种类型，目的是非能动地导出核电站事故下安全壳内的热量，确保安全壳的完整性。

背景技术

核电站出现事故时，特别是在大破口、主蒸汽管道破裂以及严重事故发生时，会导致大量的高温高压水装量的释放，大量的质能释放导致安全壳内的温度压力急剧的升高，严重地威胁着纵深防御的最后一道屏障安全壳的完整性。针对大功率反应堆，则更需要提高非能动安全壳冷却系统的容量来满足事故工况下安全壳完整性的要求。目前分离式热管换热器在石油化工、动力工程等领域有所应用，较多地用在余热回收领域，需依赖泵或风机驱动流体与之换热，故不可简单挪用到核电领域。核电领域安全要求高，采用非能动理念，本实用新型结合了核电站安全壳的工作环境及其结构形式等特点，对原有分离式热管换热器的结构形式、布置特征、运行方式等都进行了改进。如在本实用新型装置中增加了反烟囱效应围板增强换热效率、采用套管式回流管道减少安全壳贯穿件等。改进后的热管冷凝器摒弃了原有能动思想采用非能动理念，并结合一系列改进措施的作用，能够高效的带走安全壳内的热量，且可以与其他类型的非能动安全壳冷却系统复合使用，使之增加安全裕度，更加符合核电站安全原则。

实用新型内容

本实用新型的目的旨在解决现有技术中存在的上述问题和缺陷的至少一个方面。

根据本实用新型的一个方面，提供一种核电站安全壳热量排出系统，包括：储水箱，位于安全壳的外部；和热交换器，用于将安全壳内的高温气体的热量传递到安全壳外的储水箱中的冷却水中。其中，所述热交换器是回路式热管冷凝器，其包括：位于所述储水箱中的冷凝段；位于所述安全壳内的蒸发段；和连通所述冷凝段和所述蒸发段的管道。所述冷凝段的位置高于所述蒸发段的位置，使得冷凝段中被凝结的液态工作介质利用重力作用自然循环回流到蒸发段中。

根据本实用新型的一个优选实施例，所述管道的内部具有相互隔离的第一通路和第二通路，所述第一通路连通所述蒸发段的出口和所述冷凝段的入口，用于将蒸发段中产生的气态工作介质输送到冷凝段中，所述第二通路连通所述冷凝段的出口和所述蒸发段的入口，用于将冷凝段中产生的液态工作介质输送到蒸发段中。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述管道为套管式管道，所述第二通路环绕在所述第一通路的外围。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述储水箱位于所述安全壳的顶部。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述蒸发段相对于水平方向向上倾斜地布置，并且相对于水平方向的倾斜角为5度至85度。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述蒸发段位于安全壳内部的气流降落区域。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述核电站安全壳热量排出系统还包括位于安全壳内的导流器，所述蒸发段容纳在所述导流器中，并且所述导流器的下部被构造成上宽下窄，以便利用烟囱效应引导安全壳内的高温气体充分地冲刷蒸发段，从而提高热交换效率。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述导流器的上部被构造成与所述蒸发段匹配，用于将所述蒸发段容纳在其中。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述导流器的下部相对于水平方向向下倾斜地布置，并且相对于水平方向的倾斜角为5度至85度。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述冷凝段贴近所述储水箱的底部，但与所述储水箱的底部相隔预定间距。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述储水箱是环状圆筒形的，并且所述冷凝段呈弧形布置，以便与所述储水箱内的环形容纳空间匹配。

根据本实用新型的另一个优选实施例，所述安全壳包括：位于安全壳内侧的钢制安全壳；和位于安全壳外侧的混凝土制安全壳。

根据本实用新型的另一个优选实施例，在所述钢制安全壳和所述混凝土制安全壳之间具有空气流通部。

根据本实用新型的另一个优选实施例，在所述钢制安全壳和所述混凝土制安全壳之间没有空气流通部。

与现有技术相比，本实用新型的优点在于，本实用新型涉及的回路式热管冷凝器系统采用的是自然循环、重力作用、烟囱效应等非能动理念，摒弃了传统的在化工等领域采用的能动设备(如泵、风机)，在满足排热要求的同时，简化了系统。

附图说明

图1显示根据本实用新型的一个实施例的核电站安全壳热量排出系统的示意图；和

图2显示根据本实用新型的一个实施例的储水箱和布置在储水箱中的冷凝段的俯视图。