[发明专利]一种海洋核动力平台安全壳的冷却系统及冷却方法在审
申请号: | 202111671796.X | 申请日: | 2021-12-31 |
公开(公告)号: | CN114360752A | 公开(公告)日: | 2022-04-15 |
发明(设计)人: | 代涛;龚瑞阳;许怀锦;魏协宇;李光 | 申请(专利权)人: | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 |
主分类号: | G21C15/12 | 分类号: | G21C15/12;G21C15/243 |
代理公司: | 武汉智权专利代理事务所(特殊普通合伙) 42225 | 代理人: | 王江能 |
地址: | 430064 湖*** | 国省代码: | 湖北;42 |
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摘要: | |||
搜索关键词: | 一种 海洋 核动力 平台 安全 冷却系统 冷却 方法 | ||
本申请公开了一种海洋核动力平台安全壳的冷却系统及冷却方法,涉及核动力装置技术领域,包括:屏蔽水套,其套设在安全壳的外表面,且屏蔽水套具有厚度均匀的容水空腔;所述屏蔽水套设置至少一根向上竖直的排气管,所述排气管的顶端口的高度大于屏蔽水套的最高水位高度;所述屏蔽水套用于吸收安全壳散发的热量并将容水空腔的水转化为水蒸气向外排出;冷却水箱通过管道连通至屏蔽水套的容水空腔;且冷却水箱与屏蔽水套之间的管道设置压差阀,所述压差阀在两侧压差高于第一设定压差时开启。本申请的冷却系统及冷却方法,在安全壳外设置屏蔽水套,屏蔽水套内的水吸收安全壳的热量转化水蒸气向外排出,实现对安全壳的冷却。
技术领域
本申请涉及核动力装置技术领域,具体涉及一种海洋核动力平台安全壳的冷却系统及冷却方法。
背景技术
目前,安全壳是核动力厂为防止放射性裂变产物释放的最后一道安全屏障,其主要功能是在事故工况期间和以后,限制放射性物质从堆芯和反应堆冷却剂系统释放到周围环境,避免对周边环境造成污染。此外,在运行工况和事故工况期间提供屏蔽,将运行工况下放射性物质的释放降至最低限度,并保护反应堆不受到外部事件的损害。
相关技术中,已知的二代和三代核电技术,大多采用安全壳罩住堆芯和反应堆冷却剂系统,发生事故工况时,依靠安全壳屏蔽,并在安全壳外部对安全壳进行喷淋,以能动或非能动的方法来保证安全壳热量导出,但系统配置复杂,考虑到海洋核动力平台长期处于孤岛运行,舱室空间狭窄,不宜采用太复杂的技术方案。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本申请的目的在于提供一种海洋核动力平台安全壳的冷却系统及冷却方法,在安全壳外设置屏蔽水套,屏蔽水套内的水吸收安全壳的热量转化水蒸气向外排出,实现对安全壳的冷却。
为达到以上目的,采取的技术方案是:一种海洋核动力平台安全壳的冷却系统,包括:
屏蔽水套,其套设在安全壳的外表面,且屏蔽水套具有厚度均匀的容水空腔;所述屏蔽水套设置至少一根向上竖直的排气管,所述排气管的顶端口的高度大于屏蔽水套的最高水位高度;所述屏蔽水套用于吸收安全壳散发的热量并将容水空腔的水转化为水蒸气向外排出;
冷却水箱,设置于安全壳上方,其通过管道连通至屏蔽水套的容水空腔;且冷却水箱与屏蔽水套之间的管道设置压差阀,所述压差阀在两侧压差高于第一设定压差时开启。
在上述技术方案的基础上,所述冷却系统还包含固定套,所述固定套将屏蔽水套扣在安全壳的外表面,所述排气管穿透所述固定套。
在上述技术方案的基础上,所述冷却系统还包含补水装置,所述补水装置用于给冷却水箱进行补水。
在上述技术方案的基础上,所述冷却水箱内设置高水位仪表和低水位仪表;当冷却水箱的水位低于低水位仪表时,补水装置对冷却水箱进行补水;当冷却水箱的水位高于高水位仪表时,停止补水。
在上述技术方案的基础上,所述屏蔽水套设置一根向上竖直的安全管,所述安全管设置常闭的安全阀;当水蒸气对安全阀的压力达到设定阈值时,安全阀开启。
在上述技术方案的基础上,所述冷却系统还设置常闭的低点放水阀,所述低点放水阀设置于屏蔽水套的底端面;所述低点放水阀用于在屏蔽水套发生渗漏或者需要排水时开启。
在上述技术方案的基础上,所述排气管设置常开的排气阀,当屏蔽水套发生渗漏时,关闭排气阀。
本申请还公开了一种基于上述海洋核动力平台安全壳的冷却系统的冷却方法,包含以下步骤:
安全壳温度上升;
屏蔽水套的容水空腔内的水吸收安全壳散发的热量变为水蒸气,并通过排气管向外排出;
屏蔽水套内部压力降低,压差阀两侧压差逐步增大,当压差高于第一设定压差,压差阀开启,冷却水箱为屏蔽水套进行补水;
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