一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统技术方案

本实用新型专利技术涉及一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，包括设置在安全壳内部的热管换热器加热段以及设置在安全壳外水箱内的热管换热器冷凝段，水箱的布置位置高于热管换热器，水箱侧面及底部通过强化换热边界与热管换热器相连接，热管换热器的加热段通过换热管的壁面冷凝和对流传热，将安全壳内的热量带出，借助自然循环驱动力，将被加热的管内汽化气体排向安全壳外，产生的高温气体在冷凝段凝结，向水箱排出热量。本实用新型专利技术可以在事故工况下更安全、更高效地维持安全壳的长期排热，并能够简化系统管路，提高非能动系统的固有安全性。

A heat transfer system for heat pipe type heat transfer type passive containment

The utility model relates to a heat pipe heat transfer type non active safety shell heat derivation system, including heat pipe heat exchanger heating section set inside the containment and a heat pipe heat exchanger condensing section set in the outer water tank of the safety shell. The arrangement position of the water tank is higher than the heat pipe heat exchanger. The side and bottom of the tank are strengthened by the heat transfer boundary and the heat transfer boundary. The heat pipe heat exchanger is connected. The heating section of the heat pipe heat exchanger is condensed and convective heat transfer through the wall surface of the heat exchange tube. The heat in the safety shell is taken out. With the help of the natural circulation driving force, the heated gas vaporized gas is discharged to the safety shell, and the high temperature gas produced in the condensing section condenses the condensing section to discharge the heat to the water tank. The utility model can maintain the long-term heat discharge of the containment more safely and efficiently under the accident condition, and can simplify the system pipeline and improve the inherent safety of the passive system.

【技术实现步骤摘要】
一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统
本技术属于反应堆安全系统设计技术，具体涉及一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统。
技术介绍
从上世纪八十年代开始，美国、日本、法国、德国、俄罗斯等国家开展了非能动技术的研究，其中以非能动安全先进核电厂AP1000第三代核电机组为代表。美国AP1000的非能动安全壳冷却系统采用非能动方式把安全壳内的热量散发到最终热阱－大气，如图1所示。正常运行工况下，空气从屏蔽构筑物顶部入口进入，流过下降通道后又反向通过上升流道，带走安全壳容器壁传递的热量，最后从烟囱排至环境，在安全壳上方设置重力注水箱。接到安全壳高压力信号后，系统的事故后运行自动启动，只需开启三个常关隔离阀中的任何一个，不需其他动作即可启动系统。系统的启动也可由操纵员在主控室或远程停堆工作站手动启动。亦有以普通换热器作为非能动安全壳排热装置的系统(例如俄罗斯AES-2006堆型,如图2所示)。这种非能动换热系统主要利用流体两端受热不同产生的密度差工作。在安全壳发出压力警报后，开启管路阀门，流体即可被密度差推动进行自然循环换热，将安全壳中的热量排入换热水箱，进而排出大气。这种以分体式换热器为载体的余热排出系统结构多、管路长，存在较大的沿程阻力，在一些事故工况下有失效的可能。同时，其热阻更大，载热效率相较于本技术中的热管更低，存在载热功率不足的可能。无论从安全性还是经济性考虑，采用非能动安全壳热量导出系统来提高核电厂的安全水平是大势所趋，采用非能动安全壳热量导出系统，保证在超设计基准事故情况下安全壳的长期排热，可以维持安全壳的完整性，缓解严重事故的后果。使反应堆达到或具有三代核电站的安全水平。设置非能动安全壳热量导出系统可以满足我国核安全法规HAF102(2004)《核动力厂设计安全规定》中规定的严重事故下保持安全壳完整性和安全壳排热的要求，满足EUR和URD中关于要保证超设计基准事故下安全壳的排热要求。
技术实现思路
本技术的目的在于针对核电站安全设计的需要以及现有技术的不足，提供一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，从而可以在事故工况下更安全、更高效地维持安全壳的长期排热，并能够简化系统管路，提高非能动系统的固有安全性。本技术的技术方案如下：一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，包括设置在安全壳内部的热管换热器加热段以及设置在安全壳外水箱内的热管换热器冷凝段，水箱的布置位置高于热管换热器，水箱侧面及底部通过强化换热边界与热管换热器相连接，热管换热器的加热段通过换热管的壁面冷凝和对流传热，将安全壳内的热量带出，借助自然循环驱动力，将被加热的管内汽化气体排向安全壳外，产生的高温气体在冷凝段凝结，向水箱排出热量。进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的强化换热边界包括多层导热金属板及导热翅片。进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的水箱内部及安全壳内部设有用于固定热管换热器的热管组件并起到强化换热作用的结构组件和强化换热装置。更进一步，所述的结构组件和强化换热装置由导热性良好的金属材料制成。所述强化换热装置为肋片装置。进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，在所述热管换热器上安装有热开关装置，在温度低于设定限值时，通过隔离内外部热管避免循环，在温度高于设定限值时解除隔离，使换热器投入运行。进一步，如上所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其中，所述的热管换热器包括多组热管组件，各组热管组件的形状和长度可根据工程实际进行调整。本技术的有益效果如下：(1)本技术采用非能动的方案排出安全壳内热量，提高了系统的固有安全性；(2)系统能够保证在事故工况下安全壳的排热；(3)本技术由于采用热管换热器并设置热开关装置，进一步简化了非能动安全壳热量导出系统(PCS系统)的管路布置，减少了阀门数量，提高了非能动系统的固有安全性；(4)本技术可以显著提高事故后放射性物质向环境释放频率(LERF)的概率安全指标，提升核电厂的整体安全性。附图说明图1为美国AP1000的非能动安全壳冷却系统示意图；图2为俄罗斯AES-2006的非能动安全壳热量导出系统示意图；图3为本技术热管换热式非能动余热排出系统的示意图。具体实施方式下面结合附图和实施例对本技术进行详细的描述。本技术所提供的一种新型非能动安全壳热量导出系统(PCS系统)采用非能动技术，发生全厂断电时，在无需操纵员操作的情况下，安全壳热管式非能动排热系统在限值温度以上可长期工作，排热水箱水量维持时间至少72小时，72小时后可以考虑其它补水手段。如图3所示，PCS系统设计采用非能动设计理念，包括设置在安全壳1内部的热管换热器5的加热段以及安全壳外水箱6中的热管换热器冷凝段，利用布置于安全壳1内的热管换热器5的加热段，通过换热管外壁面的冷凝和对流传热以及管内的相变换热，将安全壳1内的热量带出，借助自然循环驱动力(热管内气体压差及毛细作用)，将被加热汽化的管内气体排向安全壳1外，产生的高温气体在热管换热器冷凝段凝结，排出大量的热进入水箱6。在热管内相变的过程中，大量的热量会被汽化气体带出，从而迅速排入水箱6。水箱6的布置位置高于热管换热器5，水箱6侧面及底部通过强化换热边界2与热管换热器5出口相连，可在重力作用下保持冷流体围绕在换热器周边，以完成持续的系统带热循环，强化换热边界包括多层导热金属板及导热翅片等。由于系统是由自然循环驱动的，安全壳1内温度越高，热管换热器5表面的换热强度越大，热管内的两相传热过程也越剧烈。由于热管极高的传热特性，系统将获得更大的排热功率，使热量更快排出。反之亦然。本实施例可以进一步在所述的热管换热器上安装热开关装置，在温度低于某一限值时，通过隔离内外部热管避免循环，在温度高于某一限值时解除隔离，使换热器投入运行。此热开关装置可以有多种形式，包括但不限于热双金属片开关、阀门开关、选择相应工作温度下的传热工质等。具有热开关性质的热管换热器5可设定一温度警戒限值，即系统只有当温度达到或超过这一限值后投入运行。系统的排热能力由此可以实现与排热需求的自动匹配和平衡，而无需加入更多的能动阀门或较长的换热线路。本实施例在水箱6内部及安全壳1内部设有用于固定热管换热器的热管组件并起到强化换热作用的结构组件3和强化换热装置4。结构组件3与强化换热装置4可以起到在水箱6与安全壳1内加强热管换热器5与外部工质换热的作用。此处的设置有两个效果，一是结构组件3可以作为支撑热管换热器5的支架，增强系统的稳固性；二是金属材料制成的结构组件3与强化换热装置4又可组合成为强化表面换热的系统，将安全壳内的高温气体的热量更快更多地导向热管换热器5(水箱冷端排热同理)，即强化了系统的排热能力。本实施例中换热器的换热组件设置了多组换热热管，其形状、长度均可根据工程实际作出相应调整，一体化设计简便快捷。本技术能够在事故工况下更安全、更高效地维持安全壳的长期排热，将安全壳内的压力和温度降低至可接受的水平，以保持安全壳的完整性；进一步简化管路，减少阀门数量，提高非能动系统的固有安全性。显然，本领域的技术人员可以对本技术进行各种改动和变型而不脱离本技术的精神和范围。这样本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：包括设置在安全壳内部的热管换热器加热段以及设置在安全壳外水箱内的热管换热器冷凝段，水箱的布置位置高于热管换热器，水箱侧面及底部通过强化换热边界与热管换热器相连接，热管换热器的加热段通过换热管的壁面冷凝和对流传热，将安全壳内的热量带出，借助自然循环驱动力，将被加热的管内汽化气体排向安全壳外，产生的高温气体在冷凝段凝结，向水箱排出热量。

【技术特征摘要】
1.一种热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：包括设置在安全壳内部的热管换热器加热段以及设置在安全壳外水箱内的热管换热器冷凝段，水箱的布置位置高于热管换热器，水箱侧面及底部通过强化换热边界与热管换热器相连接，热管换热器的加热段通过换热管的壁面冷凝和对流传热，将安全壳内的热量带出，借助自然循环驱动力，将被加热的管内汽化气体排向安全壳外，产生的高温气体在冷凝段凝结，向水箱排出热量。2.如权利要求1所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的强化换热边界包括多层导热金属板及导热翅片。3.如权利要求1所述的热管换热式非能动安全壳热量导出系统，其特征在于：所述的水箱内部及安全壳内部设有用于固定热管换热器的热管...

【专利技术属性】
技术研发人员：李伟，张力友，于勇，范黎，
申请(专利权)人：中国核电工程有限公司，
类型：新型
国别省市：北京,11