CN103377733B - 大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出*** - Google Patents

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Abstract

本发明提供一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出***。在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方设置冷却水分配盘。在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片；在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。本发明强化了钢制安全壳的传热能力，增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计，减小了空气阻力。

Description

大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***
技术领域
本发明涉及压水堆大型压水堆核电站专设安全***领域，具体地涉及一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***。
背景技术
2011年3月11日，日本福岛发生了震惊全世界的核事故，导致核事故的主要原因之一就是在这种地震与海啸的超设计基准事故下，福岛所拥有的GE公司生产的MarkI机组无法实现有效的堆芯余热排出，最后导致堆芯熔化，产生大量氢气，间接使安全壳超压，同时由于强行贯入海水进行冷却，导致大量放射性物质外泄。福岛事件后，核电安全机构与工业界对核电厂的长期非能动冷却能力有了更强的需求。日本原子能协会从12个方面总结了事故教训，思考了对策并提出了建议。这些教训和建议对提高世界范围内大型压水堆核电站(包括非能动大型压水堆核电站)的安全性都有着非常重要的意义。在其中的第四条丧失全部冷却剂教训中，明确的提出了考虑非能动的自然循环冷却方式，在任何场合下都可排出堆芯余热。这些宝贵的教训和建议对于提升现有的核电技术有着重要的指导意义。根据福岛的教训和建议，一个在设计上固有安全，具有非能动余热长期导出能力的大型压水堆核电站更能覆盖福岛类超设计基准事故。
当反应堆反生事故后，只要能保证三点就可以实现反应堆的安全，第一：反应性控制；第二：包容放射性；第三：余热的排出。对于大型压水堆来说，前两点都可以实现，但是第三点目前世界上还没有任何一种大型压水堆核电站可以实现。
发明内容
本发明的目的在于提供一种可以实现堆芯余热的长期完全非能动余热排出的大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出***。
实现本发明目的的技术方案：一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其中钢制安全壳设置在屏蔽厂房内，在屏蔽厂房的顶部空气流道上设置烟囱，烟囱向上延伸出屏蔽厂房顶部；在屏蔽厂房的顶部外、烟囱的周围设置安全壳冷却水箱，若干根安全壳冷却水管设置在安全壳冷却水箱内；在屏蔽厂房内、安全壳的顶部上方且烟囱的下方设置冷却水分配盘；上述若干根安全壳冷却水管的进水口与安全壳冷却水箱底部连接，其出水口向下延伸至屏蔽厂房内的冷却水分配盘；其特征在于：
在安全壳的竖直段内壁上布置有网状沟槽；
和/或——在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片；
和/或——在安全壳的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的若干排换热风扇可以固定在安全壳内壁设置的若干排肋片上。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的网状沟槽由若干道竖直降水沟槽和若干道倾斜集水沟槽连接形成；竖直降水沟槽的宽度在10～100mm，倾斜集水沟槽的宽度在10～100mm，倾斜角度在20°～80°；竖直降水沟槽的深度为1mm～10mm，倾斜集水沟槽的深度为1mm～10m；所述的肋片材料与钢制安全壳相同，焊接在安全壳的内和/或外壁上；肋片沿安全壳的径向长度10cm～200cm，肋片的厚度为0.1～1cm
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的钢制安全壳的厚度为4～40cm；所述的相邻道竖直降水沟槽之间的间距10cm～1000cm，相邻道倾斜集水沟槽之间的间距在10cm～1000cm；所述的相邻排肋片之间的间距在10cm～200cm；所述的相邻排换热风扇之间的间距在10cm～200cm。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：所述的竖直降水沟槽有100～3000道，倾斜集水沟槽有100～70000道；所述的肋片有100～3000排，所述的换热风扇有100～3000排，换热风扇的数量有100～3000个。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的换热风扇为低功率直流电风扇；其在事故情况下启动，每个功率为100W～300W；换热风扇与安全壳壁面的距离为10cm～200cm。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其在屏蔽厂房的侧壁上部开设贯通的空气入口。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的空气入口沿屏蔽厂房的圆周方向开设2～5排，轴线从屏蔽厂房的侧壁向上倾斜50°～80°；每排空气入口的直径为7～20cm，相邻排空气入口的中心间距为12～24cm。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的烟囱高出屏蔽厂房0～150m。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其在屏蔽厂房内侧、安全壳外侧设置空气导流板。
如上所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其所述的空气导流板与安全壳的外壁间距：空气导流板与屏蔽厂房的内壁间距＝(0.15～1)：1；该空气导流板的顶端与屏蔽厂房的顶部连接，底端带有向外倾斜20°～60°的外沿；空气导流板的底端延伸至设备闸门与人员闸门的下部，并且在与设备闸门与人员闸门对应的位置上开设通道。
本发明的效果在于：本发明提出的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出***，采用了新型钢制安全壳结构形式，强化了钢制安全壳的传热能力，增加了钢制安全壳空气冷却能力。同时将钢制安全壳与屏蔽厂房之间的空气流道改为流线型设计，减小了空气阻力。本发明在对现有大型压水堆核电站改动最小的情况下实现了堆芯的完全非能动冷却，极大地提高了大型压水堆核电站的安全性。
附图说明
图1为本发明所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出***的结构示意图；
图2为安全壳内壁网状沟槽示意图；
图3为安全壳内壁沟槽侧视图；
图4为安全壳内壁肋片布置正视图；
图5为安全壳内壁和外壁肋片布置侧视图。
图6为安全壳内壁换热风扇布置正视图；
图7为安全壳内壁换热风扇布置侧视图。
图中：1—压力容器；2—一回路压力边界；3—安全壳；4—屏蔽厂房；5—安全壳冷却水箱；6—安全壳冷却水管；7—烟囱；8—冷却水分配盘；9—空气导流板；10—设备闸门与人员闸门；11—一回路蒸汽释放阀；12—堆芯；13—空气入口；14—倾斜集水沟槽；15—竖直降水沟槽；16—换热风扇；17—肋片；18—应急DC电源母线。
具体实施方式
下面结合附图对本发明所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却***作进一步详细说明。
实施例1
如图1所示，本发明所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动冷却***，其中钢制安全壳3设置在钢混凝土组合结构的屏蔽厂房4内。该钢制安全壳3厚度在4～40cm，可承受0.2～2MPa的压力。
在屏蔽厂房4的顶部空气流道上连接烟囱7，该烟囱7向上延伸出屏蔽厂房4顶部。在屏蔽厂房4的顶部外、烟囱7的周围设置安全壳冷却水箱5，2根或3根安全壳冷却水管6设置在安全壳冷却水箱5内。在屏蔽厂房4内、安全壳3的顶部上方且烟囱7的下方设置冷却水分配盘8。上述每根安全壳冷却水管6的进水口与安全壳冷却水箱5底部连接，其出水口向下延伸至屏蔽厂房4内的冷却水分配盘8。烟囱7高出屏蔽厂房0～150m，利用拔风效应增强安全壳的空气冷却能力。安全壳冷却水箱5的直径可增大到与屏蔽厂房4的直径相同。
在屏蔽厂房4的侧壁上部开设贯通的空气入口13。该空气入口13沿屏蔽厂房4的圆周方向开设2～5排(例如：2排、3排或5排)。空气入口13轴线从屏蔽厂房4的侧壁向上倾斜50°～80°(例如：50°、65°或80°)。每排空气入口13的直径为7～20cm(例如：7cm、10cm或20cm)，相邻排空气入口13的中心间距为12～24cm(例如：12cm、18cm或24cm)。
在屏蔽厂房4内侧、安全壳3外侧设置空气导流板9。空气导流板9与安全壳3的外壁间距：空气导流板9与屏蔽厂房4的内壁间距＝(0.15～1)：1，例如0.15:1、或0.5:1、或1:1。该空气导流板9的顶端与屏蔽厂房4顶部连接，底端带有向外倾斜20°～60°的外沿(例如：倾斜20°、45°或60°)。空气导流板9的底端延伸至设备闸门与人员闸门10的下部，并且在与设备闸门与人员闸门10对应的位置上开设通道。
如图2和图3所示，在钢制安全壳3的竖直段内壁上均匀压制网状沟槽。网状沟槽可以布满安全壳3的竖直段内壁，也可间隔布置在安全壳3的竖直段内壁。
上述的网状沟槽由100～3000道竖直降水沟槽15和100～70000道倾斜集水沟槽14连接形成。竖直降水沟槽15和倾斜集水沟槽14的具体数量依据安全壳3的内壁面积以及内部具体结构而定。
上述竖直降水沟槽15的宽度在10～100mm(例如：10mm、50mm或100mm)，倾斜集水沟槽14的宽度在10～100mm(例如：10mm、50mm或100mm)，倾斜角度在20°～80°(例如：20°、50°或80°)；竖直降水沟槽15的深度为1mm～10mm(例如：1mm、5mm或10mm)，倾斜集水沟槽14的深度为1mm～10m(例如：1mm、5mm或10mm)。
上述的相邻道竖直降水沟槽15之间的间距10cm～1000cm(例如：10mm、100mm或1000mm)，相邻道倾斜集水沟槽14之间的间距在10cm～1000cm(例如：10mm、100mm或1000mm)。
实施例2
在实施例2中，如图4和图5所示，钢制安全壳3的竖直段和穹顶的内壁和外壁分别焊接固定有100～3000排肋片17，其余与实施例1相同。肋片17可在安全壳内外两侧所有范围布置，具体数量依据安全壳3的内外壁面积以及内外部具体结构而定。
肋片17与安全壳3采用同等材质。肋片17沿安全壳的径向长度10cm～200cm(例如：10mm、100mm或200mm)，肋片17的厚度为0.1～1cm(例如：0.1mm、0.5mm或1mm)。相邻排肋片17之间的间距在10cm～200cm(例如：10mm、100mm或200mm)。
实施例3
在实施例3中，钢制安全壳3的竖直段和穹顶的内壁上还焊接固定有100～3000排换热风扇16，如图6和图7所示，其余与实施例1相同。换热风扇16数量有100～3000个，具体由安全壳情况确定，起到加强安全壳内对流换热的作用，布置范围可在安全壳内壁面所有位置。
换热风扇16为强化换热的低功率直流电风扇，每个功率为100W～300W。换热风扇16在事故情况下启动，受安全控制***控制，通过应急DC电源母线18为其供电。换热风扇16与安全壳3壁面的距离为10cm～200cm(例如：10mm、100mm或200mm)。相邻排换热风扇16之间的间距在10cm～200cm(例如：10mm、100mm或200mm)。
实施例4
在实施例4中，钢制安全壳3的竖直段和穹顶的内壁上还焊接固定有若干排肋片17，若干排换热风扇16焊接固定在若干排肋片17上，如图4～图7所示，其余与实施例1相同。
当反应堆发生事故后，如产生破口，如压力容器1破裂或一回路压力边界2破裂，一回路的压力水闪蒸为蒸汽喷射到安全壳3内；如果***没有破口，则***自动打开一回路蒸汽释放阀11，***主动将一回路的蒸汽排放到安全壳的空间中，受到核电站的安全控制***触发，应急DC电源母线18为低功率直流风扇16供电，蒸汽受到低功率直流风扇16的扰动，从而强化了对流换热，位于安全壳内外壁面的肋片17，增加了安全壳的面积，使蒸汽更容易凝结，蒸汽凝结后沿着倾斜集水沟槽14汇集，同时沿着竖直降水沟槽15和竖向布置的肋片17流回安全壳3的底部，再被加热蒸发形成自然循环，不断地蒸发冷却，将堆芯12的热量传递给外界，接到安全壳内压力高的信号后，安全壳冷却水管6开始打开，向冷却水分配盘8注水，冷却水分配盘8将冷却水均匀地分配流在安全壳3上，冷却水在安全壳3上蒸发将热量带走，随着时间的推移，流在安全壳上的冷却水越来越少，安全壳上的水膜覆盖率越来越小，这时空气的冷却作用逐渐变得显著，空气通过空气入口13进入屏蔽厂房4内，沿着空气导流板9向下，到达底部后，转折沿着安全壳向上，在安全壳3与空气导流板9之间的空气通道内，被安全壳表面加热，流速逐渐上升，最后从烟囱7排出，将安全壳3内的热量带走，从而达到冷却堆芯12的目的。在安全壳上设置的网状沟槽、肋片以及换热风扇强化了安全壳的传热能力，增加了安全壳空气冷却能力。本发明中肋片、网状沟槽、换热风扇三种强化传热的方式可以互相同时使用，也可以单独使用。

Claims (9)

1.一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其中钢制安全壳(3)设置在屏蔽厂房(4)内，在屏蔽厂房(4)的顶部空气流道上设置烟囱(7)，烟囱(7)向上延伸出屏蔽厂房(4)顶部；在屏蔽厂房(4)的顶部外、烟囱(7)的周围设置安全壳冷却水箱(5)，若干根安全壳冷却水管(6)设置在安全壳冷却水箱(5)内；在屏蔽厂房(4)内、安全壳(3)的顶部上方且烟囱(7)的下方设置冷却水分配盘(8)；上述若干根安全壳冷却水管(6)的进水口与安全壳冷却水箱(5)底部连接，其出水口向下延伸至屏蔽厂房(4)内的冷却水分配盘(8)；其特征在于：
在安全壳(3)的竖直段内壁上布置有网状沟槽；
和/或——在安全壳(3)的竖直段和/或穹顶的内壁和/或外壁上固定有若干排肋片(17)；
和/或——在安全壳(3)的竖直段和/或穹顶的内壁上固定有若干排换热风扇(16)；
所述的网状沟槽由若干道竖直降水沟槽(15)和若干道倾斜集水沟槽(14)连接形成；其中，竖直降水沟槽(15)的宽度在10～100mm，倾斜集水沟槽(14)的宽度在10～100mm，倾斜角度在20°～80°；竖直降水沟槽(15)的深度为1mm～10mm，倾斜集水沟槽(14)的深度为1mm～10m；
所述的肋片(17)材料与钢制安全壳(3)相同，焊接在安全壳(3)的内和/或外壁上；其中，肋片(17)沿安全壳的径向长度10cm～200cm，肋片(17)的厚度为0.1～1cm。
2.根据权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：所述的若干排换热风扇(16)可以固定在安全壳(3)内壁设置的若干排肋片(17)上。
3.根据权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：
所述的钢制安全壳的厚度为4～40cm；
所述的竖直降水沟槽(15)之间的间距10cm～1000cm，相邻道倾斜集水沟槽(14)之间的间距在10cm～1000cm；
所述的肋片(17)之间的间距在10cm～200cm；
所述的换热风扇(16)之间的间距在10cm～200cm。
4.根据权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：
所述的竖直降水沟槽(15)有100～3000道，倾斜集水沟槽(14)有100～70000道；
所述的肋片(17)有100～3000排，
所述的换热风扇(16)有100～3000排，换热风扇(16)的数量有100～3000个。
5.根据权利要求1所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：所述的换热风扇(16)为低功率直流电风扇；其在事故情况下启动，每个功率为100W～300W；换热风扇(16)与安全壳(3)壁面的距离为10cm～200cm。
6.根据权利要求1或2所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：在屏蔽厂房(4)的侧壁上部开设贯通的空气入口(13)。
7.根据权利要求6所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：所述的空气入口(13)沿屏蔽厂房(4)的圆周方向开设2～5排，轴线从屏蔽厂房(4)的侧壁向上倾斜50°～80°；每排空气入口(13)的直径为7～20cm，相邻排空气入口的中心间距为12～24cm。
8.根据权利要求1或2所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：在屏蔽厂房(4)内侧、安全壳(3)外侧设置空气导流板(9)；所述的烟囱(7)高出屏蔽厂房(4)0～150m。
9.根据权利要求8所述的一种大型压水堆核电站事故后堆芯非能动余热排出***，其特征在于：所述的空气导流板(9)与安全壳(3)的外壁间距：空气导流板(9)与屏蔽厂房(4)的内壁间距＝(0.15～1)：1；该空气导流板(9)的顶端与屏蔽厂房(4)的顶部连接，底端带有向外倾斜20°～60°的外沿；空气导流板(9)的底端延伸至设备闸门与人员闸门(10)的下部，并且在与设备闸门与人员闸门(10)对应的位置上开设通道。
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