[发明专利]一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统

说明书

本发明涉及核反应堆安全系统领域，具体涉及一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接；本发明可充分利用浮动式核电站运行特性以及有效借助闭式自然循环回路特点，利用相变换热的方式持续高效的带走水箱中的热量，有利于严重事故条件下放射性物质的居留。

技术领域

本发明涉及核反应堆安全系统领域，具体涉及一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。

背景技术

核能自被发现以来一直服务于人类的生产和生活。典型的，核电站在半个多世纪以来一直为人类提供清洁高效的能源。近期，随着国内核能技术的不断发展与成熟，核能的应用领域也随之不断扩大，对浮动式核电站以及核动力破冰船等新兴核能领域的研究需求也日益增加。考虑到这些应用多处于海洋环境，这限制了在发生事故时很难调动场外电源为安全设备提供电力，因而如何提高设备的非能动安全性成为上述核能应用研究的重点。

在核动力装置所涉及的众多运行事件和事故中，解决由于主冷却水回路失水或主蒸汽管道破口引起的严重事故一直是核能领域研究的重点。此类事故条件下，会有大量的高温蒸汽和放射性气体喷射进入安全壳气体空间，导致安全壳内的压力不断升高，安全壳成为了隔离放射性物质和外界环境的最后一道屏障。如果安全壳内的热量无法有效导出，会使安全壳超温超压，最终造成大量放射性物质排放进入外界环境的后果。

目前的核电站多采用能动的喷淋装置对安全壳内高温气体进行降温降压。但该系统需要场外电力的供应以及泵的运行提供喷淋冷却水。为了减少对场外电力的依赖，在第三代核电技术中引入了非能动安全壳冷却系统，其中一种方案是采用钢制安全壳，并在安全壳顶部设置冷却水箱，水箱水在重力作用下给钢壳喷水降温。如申请号为CN201610187298.0的专利，一种用于压水堆的非动能安全壳冷却系统以及申请号为CN200910226276.0的专利，一种大容量完全非能动安全壳冷却系统均采用此方案；另一种方案针对于混凝土安全壳，在壳内安装换热器，并通过管路与外置换热水箱相连，通过回路的自然循环以及水箱水的蓄热和蒸发带走安全壳内的热量。申请号为CN201410371174.9的专利，一种非能动混凝土安全壳冷却系统以及申请号为CN201110437864.6的专利，一种非能动安全壳热量导出系统。这些现有专利技术多局限于核电站，此外，在针对混凝土安全壳的开式自然循环系统中，一旦有传热管发生破裂，安全壳内放射性气体会通过传热管排放进入外界环境，这不利于放射性物质的居留。但是浮动式核电站在工作时处于海洋条件下。若直接采用核电站中的非能动设备一方面没有考虑浮动式核电在航行状态时所产生的惯性力，另一方面没有很好的利用海水这一大自然最终热阱。

发明内容

本发明的目的在于提供充分利用浮动式核电站运行特性以及有效借助闭式自然循环回路特点的一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统。

本发明的目的是这样实现的：

一种用于浮动式核电站的闭式非能动安全壳冷却系统，包括安全壳部分和蓄水室部分，安全壳部分为圆顶式空腔结构，蓄水室部分位于安全壳部分侧面，并且安全壳部分与蓄水室部分通过管线相连接。

所述的安全壳部分，包括PCCS内置换热器1、进口管线2、出口管线3、PCCS内置换热器进口隔离阀4、PCCS内置换热器出口隔离阀5以及安全壳壁面15；PCCS内置换热器1呈弯曲状，位于安全壳壁面15靠近蓄水室部分的内表面附近，其下端与PCCS内置换热器进口隔离阀4连接，其上端与PCCS内置换热器出口隔离阀5连接；进口管线2通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接，出口管线3通过贯穿件穿过安全壳壁面15与蓄水室部分连接。