一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统技术方案

本发明专利技术公开了一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，包括依次设置的热量初始导出环节和至少一个热量最终导出环节，所述热量初始导出环节和热量最终导出环节均包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节的水池内设置有乏燃料组件；所述热量初始导出环节通过传热装置将乏燃料的热量传递至热量最终导出环节后向外放热。本发明专利技术基于分离式热管原理和抗重力热管原理，以海水等为最终热阱，实现了乏燃料衰变热的长期、长距离、高效和非能动导出，规避了事故工况下乏燃料水池失冷的风险，保护了乏燃料组件的安全，进一步保护了核电站的安全。

Long distance passive heat pipe cooling system for nuclear power station spent fuel pool

The invention discloses a nuclear power plant in the spent fuel pool of multistage long distance passive heat pipe cooling system, including the initial heat derivation step are sequentially arranged and at least one final heat derived link, the heat and heat are derived from the initial link link includes internal cooling water tank, the heat from the initial part of the pool is arranged in the spent fuel assembly; the heat transfer device through the initial derivation step will fuel the heat to heat the final derivation step out after the release. The invention of separate type heat pipe principle and anti gravity heat pipe based on the principle of using seawater as the heat sink and the spent fuel decay heat, long distance, high efficiency and long-term passive export, to avoid the accident condition of the spent fuel pool cooling loss risk, protect the safety of spent fuel assembly, further protection the safety of nuclear power station.

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及一种冷却系统，具体地说，涉及一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统。
技术介绍
目前压水堆核电站中，乏燃料水池中的水由泵驱动循环，通过管线流出，经过热交换器冷却后再流回乏燃料水池，带出乏燃料水池的衰变热。这种冷却方式，需要有电源才能保证泵的正常运行。在事故工况下，全厂失电，泵不能工作，原有冷却手段失效。随后，乏燃料水池将会沸腾、蒸干，乏燃料裸露，乏燃料包壳烧毁，致使放射性泄漏。
技术实现思路
本专利技术要解决的技术问题在于，提供一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统。本专利技术解决其技术问题所采用的技术方案是：一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，包括依次设置的热量初始导出环节和至少一个热量最终导出环节，所述热量初始导出环节和热量最终导出环节均包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节的水池内设置有乏燃料组件；所述热量初始导出环节通过传热装置将乏燃料的热量传递至热量最终导出环节后向外放热。进一步地，所述传热装置设置在热量初始导出环节和各热量最终导出环节之间，包括至少一组用于进行换热的分离式热管组件，所述的热量最终导出环节的末端设置有至少一组向外放热的抗重力热管管束。进一步地，当热量最终导出环节为两个以上时，各个热量最终导出环节并联设置。进一步地，所述热量初始导出环节和热量最终导出环节之间还连接有至少一个热量中间传递环节，热量中间传递环节包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节的热量通过传热装置依次传递至各热量中间传递环节和热量最终导出环节后向外放热。进一步地，所述传热装置依次设置在热量初始导出环节、热量中间传递环节、热量最终导出环节之间，包括至少一组用于相邻两环节之间进行换热的分离式热管组件，所述的热量最终导出环节的末端设置有至少一组向外放热的抗重力热管管束。进一步地，当热量中间传递环节为两个以上时，各热量中间传递环节串联或并联设置。进一步地，所述分离式热管组件包括位于前一环节水池内的蒸发段、位于后一环节水池内的冷凝段、上升管、下降管及循环工质，所述冷凝段所述上升管两端分别穿过或跨过相邻水池侧壁连通蒸发段和冷凝段的上部，所述下降管两端穿过相邻水池侧壁分别连通蒸发段和冷凝段的下部；所述循环工质在所述蒸发段、所述上升管、所述冷凝段、所述下降管形成的循环通道内流动。进一步地，在竖直方向上，所述分离式热管组件的蒸发段的位置低于其冷凝段位置。进一步地，所述抗重力热管管束的蒸发段位于水池内，冷凝段位于水池外，包括多根平行设置且穿过水池的热管，所述热管包括管壳、吸液芯及工质，所述热管内为负压环境，所述吸液芯由毛细多孔材料制成。进一步地，所述抗重力热管管束在竖直方向上，其蒸发段的位置高于冷凝段位置。相比现有技术，本专利技术所述的用于核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，具有以下有益效果：本专利技术可实现将乏燃料衰变热通过分离式热管、水池和抗重力热管长距离非能动导出到海水、河水或湖水等理想热阱中，实现了事故工况下乏燃料水池的长期安全可控，保护了核电站的安全。另外，本专利技术的冷却系统无需人工干预，自动启动，降低了人员的辐照风险和误操作风险，结构简单，高效可靠，实现了经济性和安全性的统一。附图说明图1是本专利技术实施例1的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统实施例示意主视图；图2是本专利技术实施例1的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统实施例轴测示意图。图中所示：1-热量初始导出环节；10-第一水池；11-乏燃料组件；12-第一分离式热管组件；121-第一蒸发段；122-第一下降管；123-第一冷凝段；124-第一上升管；2-热量中间传递环节；20-第二水池；21-第二分离式热管组件；211-第二蒸发段；212-第二下降管；213-第二冷凝段；214-第二上升管；3-热量最终导出环节；30-第三水池；31-抗重力热管管束；311-第三蒸发段；312-第三冷凝段。具体实施方式下面将结合附图及实施例对本专利技术作进一步说明。实施例1如图1-2所示一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，包括依次设置的热量初始导出环节1、一个热量中间传递环节2和一个热量最终导出环节3，热量初始导出环节1、一个热量中间传递环节2和一个热量最终导出环节3分别包括内装冷却水的第一水池10、第二水池20、第三水池30，所述第一水池10内设置有乏燃料组件11，乏燃料组件11被第一水池10内的冷却水淹没，所述热量初始导出环节1和热量中间传递环节2之间设置有至少一组第一分离式热管组件12，所述第一分离式热管组件12的数量可根据现场情况，如乏燃料的热功率、分离式热管的散热能力及乏燃料水池内的空间等进行合理设置。所述第一分离式热管组件12包括第一蒸发段121、第一上升管124、第一冷凝段123、第一下降管122及循环工质，其内为负压环境。第一上升管124两端分别连通蒸发段第一121和第一冷凝段123的上部，第一下降管122两端分别连通第一蒸发段121和第一冷凝段123的下部。循环工质在第一蒸发段121、第一上升管124、第一冷凝段123、第一下降管122形成的循环通道内流动。在竖直方向上，所述第一分离式热管组件12的第一蒸发段121的位置低于第一冷凝段123位置。所述第一分离式热管组件12的第一蒸发段121设置在第一水池10靠近池壁和池底的位置，第一分离式热管组件12的第一冷凝段123设置在热量中间传递环节2的第二水池20内。第一分离式热管组件12的第一下降管122穿过第一水池10和第二水池20的侧壁，且不影响其密封。第一分离式热管组件12的第一上升管124穿过第一水池10和第二水池20，且不影响其密封。可以理解的，根据实际情况，第一分离式热管组件12的上升管124也可以不穿过而是跨过第一水池10和第二水池20连通蒸发段第一121和第一冷凝段123的上部。所述热量中间传递环节2和所述热量最终导出环节3之间至少设置有一组第二分离式热管组件21，具体数量可根据现场情况，如分离式热管的散热能力及水池内的空间等进行合理设置。所述第二分离式热管组件21的结构和连接方式与所述第一分离式热管组件12相同，包括第二蒸发段211、第二上升管214、第二冷凝段213、第二下降管212及循环工质，其内为负压环境。所述第二分离式热管组件21的第二蒸发段211设置在第二水池20内，第二分离式热管组件21的第二冷凝段213设置在所述热量最终导出环节3的第三水池30内。第二分离式热管组件21的第二下降管212穿过第二水池20和第三水池30，且不影响其密封。所述第二分离式热管组件21的第二上升管214穿过第二水池20和第三水池30，且不影响其密封。可以理解的，根据实际情况，第二分离式热管组件21的第二上升管214也可以不穿过而是跨过第二水池20和第三水池30。所述的热量最终导出环节3的末端设置有至少一组向外放热的抗重力热管管束31。所述抗重力热管管束31的第三蒸发段311设置在第三水池30内，抗重力热管管束31的第三冷凝段312设置在海水中。抗重力热管管束31的数量可根据实际需要设置。所述抗重力热管管束31包括多根平行设置且穿过第三水池30的热管，热管包括管壳、吸液芯及工质，热管内为负压环境，吸液芯由毛细多孔材料制成。抗重力热管管束31本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于，包括依次设置的热量初始导出环节(1)和至少一个热量最终导出环节(3)，所述热量初始导出环节(1)和热量最终导出环节(3)均包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节(1)的水池内设置有乏燃料组件(11)；所述热量初始导出环节(1)通过传热装置将乏燃料的热量传递至热量最终导出环节(3)后向外放热。

【技术特征摘要】
1.一种核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于，包括依次设置的热量初始导出环节(1)和至少一个热量最终导出环节(3)，所述热量初始导出环节(1)和热量最终导出环节(3)均包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节(1)的水池内设置有乏燃料组件(11)；所述热量初始导出环节(1)通过传热装置将乏燃料的热量传递至热量最终导出环节(3)后向外放热。2.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于：所述传热装置设置在热量初始导出环节(1)和各热量最终导出环节(3)之间，包括至少一组用于进行换热的分离式热管组件，所述的热量最终导出环节(3)的末端设置有至少一组向外放热的抗重力热管管束(31)。3.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于：当热量最终导出环节(3)为两个以上时，各个热量最终导出环节(3)并联设置。4.根据权利要求1所述的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于：所述热量初始导出环节(1)和热量最终导出环节(3)之间还连接有至少一个热量中间传递环节(2)，热量中间传递环节(2)包括内设冷却水的水池，所述热量初始导出环节(1)的热量通过传热装置依次传递至各热量中间传递环节(2)和热量最终导出环节(3)后向外放热。5.根据权利要求4所述的核电站乏燃料水池多级长距离非能动热管冷却系统，其特征在于：所述传热装置依次设置在热量初始导出环节(1)、热量中间传递环节(2)、热量最终导...

【专利技术属性】
技术研发人员：汤勇，曹睿，陈灿，万珍平，张守杰，李俊峰，胡定科，
申请(专利权)人：华南理工大学，
类型：发明
国别省市：广东;44