[发明专利]一种低压自然循环能力提升方案

说明书

本发明属于核技术领域，公开了一种低压自然循环能力提升方案，包括安全壳内换热器、工质上升管道、插入物阵列、安全壳外冷却水箱、工质下降管道和安全壳；安全壳内换热器位于安全壳内，安全壳外冷却水箱位于安全壳外；工质上升管道连接安全壳内换热器和安全壳外冷却水箱，工质下降管道连接安全壳内换热器和安全壳外冷却水箱；插入物阵列插入工质上升管道内。插入物阵列中的插入物在工质上升管道的同一流道截面上。插入物阵列中的插入物与工质上升管道内流体的流动方向垂直；插入物阵列的插入深度与工质上升管道的流道内径相等。本发明可以诱发闪蒸提前发生，增加两相段长度，提高换热效率；本发明延长系统的使用寿命，为核电厂降低维修成本。

技术领域

本发明属于核技术领域，尤其涉及一种低压自然循环能力提升方案。

背景技术

核反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。严格来说，反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。人类第一台核反应堆由美国籍意大利著名物理学家恩利克·费米领导的小组于1942年12月曼哈顿计划期间在世界顶级学府芝加哥大学建成，命名为芝加哥一号堆。该反应堆是采用铀裂变链式反应，开启了人类原子能时代，芝加哥大学也因此成为人类“原子能诞生地”。

安全壳即核反应堆安全壳，或称反应堆安全壳、安全壳建筑或围阻体、安全厂房、安全掩体，是构成压水反应堆最外围的建筑，指包容了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备的外壳建筑，用以容纳反应堆压力容器以及部分安全系统，包括一回路主系统和设备、停堆冷却系统，将其与外部环境完全隔离，期望能实现安全保护屏障的功能。

安全壳作为反应堆放射性物质外泄的最后一道屏障。安全壳内一旦发生质能释放事故，如不采取降温降压措施，势必导致安全壳内温度、压力持续上升，最终可能突破安全壳的设计压力，导致安全壳损坏。另外，高温也会导致混凝土软化，最终导致安全壳失效。大量放射性物质释放到环境中，造成恶劣的环境后果。因此，安全壳内发生质能释放事故后，高效可靠的安全壳降温降压手段是保证安全壳完整性的根本措施。

非能动冷却技术由于基本不依赖于电源、电气、仪表和控制系统，仅仅依赖于高度差、温度差、密度差就可以带走反应堆事故后产生的热量。因此，在下一代反应堆安全壳非能动热量导出系统的设计中也采用了非能动冷却技术，其中一种设计方案是采用开式自然循环回路带走严重事故后安全壳内的热量。对于开式低压自然循环系统，在运行过程中，上升段内热流体会由于当地静压力的降低产生过热进而发生闪蒸汽化现象，这种现象的发生会导致系统在低功率运动工况下产生流动不稳定。流动不稳定现象的发生不仅会使系统产生震荡，降低系统的安全等级，而且还会降低系统的排热能力。

吴莘馨，吴少融，闪蒸现象及其对自然循环稳定性的影响，中国核科技报告，1991提到，系统压力愈低,闪蒸现象愈明显,对系统流动稳定性的影响也愈强烈。在低压下,即使加热段出口过冷度相当大,也会因强烈的热力学不平衡过程导致上升段中能量的积累。当系统压力升高达到1.5MPa时,上升段中的闪蒸现象消失。说明提升系统压力可以有效避免流动不稳定现象的产生，但是对于开式自然循环系统而言，并不适用。

文献“Experimental observations on flow characteristics in an opentwo-phase natural circulation loop”中提到增大加热段入口阻力或者减小两相段出口阻力有利于系统的的稳定，但是需要根据实际工况实时调节阀门，并且增大加热段入口阻力还会降低系统的换热效率。

因此在非能动冷却系统中，解决闪蒸现象带来的潜在危险非常重要。

发明内容

本发明的目的在于公开换热效率高、结构简单、可靠性高的一种低压自然循环能力提升方案。

本发明的目的是这样实现的：