[实用新型]一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统

说明书

技术领域

本实用新型涉及核反应堆安全技术领域，尤其涉及一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统。

背景技术

安全壳是核电厂在发生事故时，防止放射性物质外泄的最后一道安全屏障。我国目前正在研发的大型先进压水堆所采用与AP1000类似的技术。AP1000是由美国西屋公司研发的第三代核电系统，采用了非能动安全壳冷却系统，该冷却系统采用了双层安全壳结构，外层为混凝土壳，内层为钢制安全壳，钢制安全壳的内部总容积仅数千立方米。事故情况下，一旦反应堆内释放出高温高压介质时，其升温升压进程较快，短时间内即可能达到该系统设计的承压极限，导致安全壳内放射性物质向环境释放的可能性加大，必须快速消除安全壳内部的高温高压介质，先进压水堆AP1000的设计中初次引入了非能动安全壳冷却系统，即在发生冷却剂丧失事故和主蒸汽管道破裂事故等向安全壳释放大量能量的事故后，安全壳内压力升高，在达到安全壳高压整定值后自动触发非能动安全壳冷却系统投入，冷却水从安全壳顶部的储水箱流出，经过流量分配装置分配后在钢制安全壳外表面形成液膜。沿竖直表面的降液膜流动具有高换热系数、高热流密度、动力消耗小等优点，能将安全壳内的热量通过一系列能量传递最终排向环境，降低了安全壳内部压力，保证了安全壳的完整性，进而增加了核电厂的安全性。

中国专利CN102081976A公开一种大容量完全非能动安全壳冷却系统。该安全壳冷却系统可利用传感器收集安全壳相关的热工参数，跟踪冷却过程，在安全壳上方设置多个用以储存不同冷却剂的储藏箱，通过冷却剂种类的选择及冷却剂流量的调节实现对安全壳冷却功率的动态控制；通过采用广义非能动控制单元，该安全壳冷却系统的启动及整个运行过程可完全不依赖于外部动力供应，因此具有完全的非能动特性。该发明使用了多种低沸点冷却剂，使系统变得复杂，并且增加了建造和维护成本。

由于上述问题的存在，本发明人对现有的非能动安全壳冷却系统设计技术进行研究和改进，以期设计出一种结构简单、能提高安全壳壁面换热能力，增加核安全性的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统。

实用新型内容

为了解决上述技术问题，本发明人进行了锐意研究，采用如下技术方案：该非能动冷却系统包括内层安全壳、外层安全壳和设置在外层安全壳顶部的冷却装置、在内层安全壳上设置的热管导液装置，和在所述内层安全壳、外层安全壳之间设置的疏导空气流通方向的导流装置，冷却剂从顶部喷洒在内层安全壳上形成液膜，通过热管导液装置一方面可以抑制液膜的断裂，提高液膜与空气进行的热交换效率，从而将安全壳表面的热量排出安全壳内；另一方面，可以将未被液膜覆盖的安全壳表面上的热量导入内层安全壳与外层安全壳的换热空间最终排出安全壳内，从而完成本实用新型。

本实用新型目的在于提供以下方面：

(1)一种具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，该系统包括内层安全壳3、外层安全壳5和设置在外层安全壳5顶部的冷却装置，其中，

在所述内层安全壳3外侧壁上设置有热管导液装置4。

(2)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4为一个或多个，其形状为肋片状，并沿内层安全壳3外侧壁的周向呈类环形设置。

(3)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4沿内层安全壳3外侧壁的预定位置间隔设置。

(4)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4的剖面结构为矩形、倒梯形、倒三角形或近似的倒三角形。

(5)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4包括外部导热层43和内部吸液回流层44。

(6)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述热管导液装置4中的传热介质优选为超导介质。

(7)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述内部吸液回流层44由泡沫金属或纳米级金属制成。

(8)根据上述的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，其特征在于，所述金属为铜。

根据本实用新型提供的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，具有如下有益效果：

(1)本实用新型提供的具有热管导液装置的非能动安全壳冷却系统，是通过热管导液装置的高效导热和及时排液的综合特性来抑制液膜破裂的，具有高效换热和非能动安全的特性；