[发明专利]核电站安全壳内的热交换器

说明书

技术领域

本发明属于核工业领域，具体涉及一种核电站安全壳内的热交换器。

背景技术

安全壳是核电厂防止放射性物质外泄的第三道屏障，目前主流设计采用双层结构。一类典型的双层安全壳结构是内部金属安全壳结合外部预应力混凝土屏蔽厂房结构，此技术方案应用于美国的第三代核电系统AP1000中，当发生事故时，为了给安全壳降温降压，可用设置在顶置水箱对内部金属安全壳进行喷淋，通过水膜持续蒸发，可达到使安全壳降温降压的目的。

另一类双层安全壳结构采用双层混凝土安全壳，为了使在事故发生时得到及时有效的冷却，需要在内部采用热交换器和外部水箱（或外部热交换器）进行连接，依靠自然循环的方式导出安全壳内热量。此类系统的工艺流程通常是：内部热交换器（安全壳内的热交换器）被安全壳内高温气体（最高150℃）的加热，热交换器内的工质受热膨胀，密度降低，产生内部浮升力，向上流动进入安全壳外冷却水箱（或淹没在冷却水箱中的外部热交换器冷却），热工质与冷工质混合并冷却后，低温、密度较高的工质沿下降管从安全壳外部水箱（或淹没在冷却水箱中的外部热交换器）向下流动进入内部热交换器，整个过程依靠自然循环完成热量导出功能。

热交换器是上述双层混凝土安全壳换热系统的核心设备，其有效性及功能是系统整体性能的决定性因素。

发明内容

为了保证上述双层混凝土结构安全壳内热量的导出，本发明提供一种核电站安全壳内的热交换器，该热交换器通过水和空气作为循环工作介质，将核电站安全壳内的热量导出，无需能源动力系统。本发明结构简单，操作方便，且降温效果好。

本发明提供的核电站安全壳内的热交换器，包括多根传热管，下联箱、上联箱、进口三通、出口三通和封头，所述上、下联箱分别设在所述多根传热管的两端并与其相通，所述进口三通设在所述下联箱的中部并与其相通，所述出口三通设在所述上联箱的中部并与其相通，所述封头封于所述上、下联箱的两端。采用此技术方案，无需能源动力系统，结构简单，性能可靠，且散热效果好。

进一步，所述上联箱的直径范围为DN200-DN450mm，下联箱的直径范围为DN150-DN400mm。

进一步，所述上、下联箱的长度相同，各为2.5-7m。

进一步，所述上、下联箱的高度差为4-6m，上、下联箱中心线的间距为0-2m。

进一步，所述传热管的数量为100-152根，所述传热管的外径为32-45mm。

进一步，所述传热管采用两排或多排布置，所述每根传热管之间的间距为47.5-76mm。

进一步，所述传热管为C形，包括水平部和垂直部，所述水平部的长度占所述传热管总长度的1/8-1/4。

进一步，所述传热管之间的排列方式采用三角型布置，所述传热管与垂直方向之间的夹角为0-30度。

进一步，与所述进口三通相连接的入口管径为DN200-DN450mm，与所述出口三通相连接的出口管径为DN150-DN400mm。

进一步，所述封头为球形。

本发明的有益技术效果在于：采用本发明的技术方案，该热交换器内部介质采用水，外部介质采用空气，当核电站安全壳内发生破口事故时，高温蒸汽释放，核电站安全壳内的热交换器通过传热管外壁的蒸汽冷凝过程把热量传递给热交换器内的水，持续导出安全壳内热量，降低其压力，从而保证核电站安全壳的安全。其结构简单，性能可靠，操作方便，降温效果好，且无需能源动力系统。

附图说明

图1是本发明核电站安全壳内的热交换器的主视图；

图2是本发明核电站安全壳内的热交换器的侧视图；

图3是本发明核电站安全壳内的热交换器的后视图；

图4是本发明核电站安全壳内的热交换器的结构示意图；

图5是本发明核电站安全壳内的热交换器传热管三角形分布的结构示意图。

图中：

1-传热管2-下联箱3-上联箱4-进口三通5-出口三通

6-封头

具体实施方式

下面结合附图，对本发明的具体实施方式作进一步详细的描述。