一种非能动安全壳冷却及降压系统技术方案

本发明专利技术提供一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱和排放通道。所述的安全壳冷却子系统有多种构成形式。本发明专利技术所述的安全壳冷却子系统和安全壳抑压子系统运转是非能动的、不需要外部电源驱动。本发明专利技术采用非能动措施来直接减少蒸汽量和降低气体温度，达到降低安全壳内压力，既可满足早期削峰降压和长期冷却降压的功能，又不需要增加安全壳的容积需求，减小其设计尺寸，从而降低成本。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核电站的安全系统，具体涉及一种非能动安全壳冷却及降压系统。
技术介绍
核电站的安全壳是保护公众与环境、防止放射性释放的最后一道实体屏障。在核电站发生主冷却剂系统破口事故或蒸汽管道破裂事故情况下，大量高温高压的蒸汽释放到安全壳内。根据理想气体方程P = nRT/V，在安全壳体积V保持不变的情况下，随着安全壳内蒸汽量η的增加以及气体温度T的升高，安全壳内压力P迅速上升，这将对安全壳的完整性构成严重威胁。在这类事故情况下，为防止安全壳超压失效，传统压水堆核电站设置了能动的安全壳喷淋系统，通过安全壳顶部的冷却水喷淋，一方面可以直接使蒸汽凝结迅速减少蒸汽量η，同时又可以直接降低安全壳内的气体温度Τ，从而快速有效地控制安全壳内压力P，保持安全壳的完整性。先进压水堆核电站设计取消了需要外部电源驱动的安全壳喷淋系统，采用非能动安全壳冷却系统。其主要通过安全壳的外部冷却来降低安全壳内部的气体温度Τ，并间接促成安全壳内蒸汽的自然冷凝(降低蒸汽量Π)，最终实现安全壳内压力P的有效控制。非能动安全壳冷却系统是安全壳长期冷却和核电站衰变热排出的可靠措施。然而，由于安全壳冷却过程中，传热途径的建立以及自然冷凝的形成存在一定的时间延迟，因而在蒸汽快速喷放早期会产生明显的压力峰值。WP = nRT/V方程可知，倘若要使事故早期安全壳峰值压力低于设计限值，在蒸汽量η和温度T不能有效降低的情况下，需要通过增加安全壳的容积V，使其有足够的蒸汽容纳空间，从而降低安全壳内压力P。为此，需要加大安全壳的尺寸，这不仅增加了安全壳的设计和制造难度，还使得建造成本大幅上升。【专利技术内容】本专利技术的目的在于提供一种非能动安全壳冷却及降压系统，其采用非能动措施来直接减少蒸汽量η和降低气体温度Τ，达到降低安全壳内压力P，既可满足早期削峰降压和长期冷却降压的功能，又不需要增加安全壳的容积需求，减小其设计尺寸，从而降低成本。本专利技术所述的一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱、以及穿过抑压水箱顶部的排放通道；其中，抑压水箱是一个密闭水箱或水池，抑压水箱的上部是气空间、下部是水；排放通道是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱的水中，另一端连通安全壳内大气。所述的安全壳冷却子系统包括布置在安全壳外部上方的壳外冷却水池，壳外冷却水池内设有向安全壳顶部喷淋的管线。当核电站发生破口事故情况下，壳外冷却水池内的水在重力作用下通过管线自动向安全壳顶部喷淋，并在安全壳顶部及外壁面形成冷却水膜；该冷却水膜自然蒸发使安全壳内的热量排出，同时安全壳内的蒸汽在内壁面冷凝，从而使得安全壳压力得到控制。本专利技术所述的另一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱、以及穿过抑压水箱顶部的排放通道；其中，抑压水箱是一个密闭水箱或水池，抑压水箱的上部是气空间、下部是水；排放通道是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱的水中，另一端连通安全壳内大气。所述的安全壳冷却子系统包括设在安全壳外并淹没安全壳的壳外冷却水池。当核电站发生破口事故情况下，由于安全壳内的温度升高，壳内气体自动通过安全壳壁面向壳外冷却水池传热，壳内蒸汽在内壁面冷凝，从而使得安全壳压力得到控制。本专利技术所述的另一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱、以及穿过抑压水箱顶部的排放通道；其中，抑压水箱是一个密闭水箱或水池，抑压水箱的上部是气空间、下部是水；排放通道是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱的水中，另一端连通安全壳内大气。所述的安全壳冷却子系统包括布置在安全壳内的壳内冷凝器、布置在安全壳外的壳外冷却水池，在壳外冷却水池中设有壳外冷却器，通过管线将壳外冷却水池中的壳外冷却器和安全壳内的壳内冷凝器连通；其中，壳外冷却器和壳外冷却水池的布置高度高于壳内冷凝器的布置高度。当核电站发生破口事故情况下，由于安全壳内的温度升高，壳内气体自动向壳内冷凝器传热，由于壳内冷凝器通过管线连接的壳外冷却器和壳外冷却水池的布置位置高于壳内冷凝器，且由于温差引起冷却介质的密度差，将在冷却回路内逐渐建立自然循环，持续将安全壳内的热量排出，从而使得安全壳压力得到控制。本专利技术所述的另一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱、以及穿过抑压水箱顶部的排放通道；其中，抑压水箱是一个密闭水箱或水池，抑压水箱的上部是气空间、下部是水；排放通道是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱的水中，另一端连通安全壳内大气。所述的安全壳冷却子系统包括布置在安全壳内的壳内冷凝器、布置在安全壳外的壳外冷却水池，通过管线将壳外冷却水池和安全壳内的壳内冷凝器连通；其中，壳外冷却水池的布置高度高于壳内冷凝器的布置高度。当核电站发生破口事故情况下，安全壳外的壳外冷却水池中的水直接流经壳内冷凝器，持续将安全壳内的热量排出，从而使得安全壳压力得到控制。本专利技术所述的另一种非能动安全壳冷却及降压系统，其安全壳内设置反应堆，该系统包括安全壳抑压子系统和安全壳冷却子系统。所述的安全壳抑压子系统包括布置在安全壳内的抑压水箱、以及穿过抑压水箱顶部的排放通道；其中，抑压水箱是一个密闭水箱或水池，抑压水箱的上部是气空间、下部是水；排放通道是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱的水中，另一端连通安全壳内大气。所述的安全壳冷却子系统包括布置在安全壳外部上方的壳外冷却水池，在壳外冷却水池内设有壳外冷却器，管线将壳外冷却器与安全壳内顶部连通。当核电站发生破口事故情况下，安全壳内的蒸汽通过管线排放到外部的壳外冷却器中，通过壳外冷却水池进行冷却，持续将安全壳内的热量排出，从而使得安全壳压力得到控制。本专利技术的效果在于:本专利技术所述的非能动安全壳冷却及降压系统应用于核电站，即使在发生破口事故情况下，大量蒸汽快速喷放到安全壳内，由于设置了安全壳抑压子系统，安全壳内的气/汽混合物从排放通道快速进入抑压水箱的水中，蒸汽被冷凝淬灭，从而在事故早期安全壳的压力得以有效控制；由于设置了安全壳冷却子系统，随着安全壳内的温度升高，安全壳冷却子系统将通过自然循环、冷凝或蒸发等非能动方式将安全壳内的热量排出，并逐渐建立起稳定的传热渠道，持续降低安全壳压力。本专利技术所述的一种非能动安全壳冷却及降压系统应用于核电站，即使在发生破口事故初期，由于蒸汽迅速导入抑压水箱中被冷凝，可以不需要较大的安全壳自由容积来容纳事故中喷放的大量蒸汽；事故后期，由于安全壳冷却子系统的作用，安全壳内部的气体温度降低，并间接促成安全壳内蒸汽的自然冷凝，最终实现安全壳压力的长期有效控制。从理想气体方程P = nRT/V来看，事故初期安全壳抑压子系统主要通过迅速减少蒸汽量η来控制安全壳内压力P，之后安全壳冷却子系统主要通过降低气体温度T来长期控制安全壳内压力P，那么可以不需要通过增加安全壳的本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种非能动安全壳冷却及降压系统，所述的安全壳(3)内设置反应堆(6)，其特征在于：该系统包括安全壳抑压子系统(4)和安全壳冷却子系统(5)；所述的安全壳抑压子系统(4)包括布置在安全壳(3)内的抑压水箱(42)、以及穿过抑压水箱(42)顶部的排放通道(41)；其中，抑压水箱(42)是一个密闭水箱或水池，抑压水箱(42)的上部是气空间、下部是水(43)；排放通道(41)是多组并列的通道，这些通道的一端连通至抑压水箱(42)的水中，另一端连通安全壳(3)内大气；所述的安全壳冷却子系统(5)包括布置在安全壳(3)外部上方的壳外冷却水池(54)，壳外冷却水池(54)内设有向安全壳顶部喷淋的管线(52)。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：司胜义，林千，廖亮，张维忠，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院，
类型：发明
国别省市：上海;31