CN111599498B - 一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** - Google Patents
一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN111599498B CN111599498B CN202010289586.3A CN202010289586A CN111599498B CN 111599498 B CN111599498 B CN 111599498B CN 202010289586 A CN202010289586 A CN 202010289586A CN 111599498 B CN111599498 B CN 111599498B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- water
- air
- pool
- containment
- steel containment
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明属于安全壳冷却***技术领域,具体涉及一种非能动安全壳空气‑水长期冷却***,用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房内的保护反应堆的钢制安全壳进行降温,包括环绕在钢制安全壳底部外侧的换热水池和环绕设置在钢制安全壳底部内侧的环形地坑水池,反应堆设在钢制安全壳底部中心的堆坑内,环形地坑水池的底部与堆坑的底部连通;还包括设置在屏蔽厂房与钢制安全壳之间的地面上的空气入口和位于屏蔽厂房顶部的空气出口。本发明通过钢制安全壳将壳内大气和环形地坑水池的冷却水的热量导出至壳外,使环形地坑水池中的冷却水的温度降低,增强对堆芯冷却效果,降低向安全壳内的蒸汽释放量,实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
Description
技术领域
本发明属于安全壳冷却***技术领域,具体涉及一种非能动安全壳空气-水长期冷却***。
背景技术
非能动安全壳冷却***是当发生反应堆冷却剂***(RCS)失水事故或主蒸汽管道破裂等事故后通过自然力(自然循环、自然对流和重力)驱动冷却安全壳的***,以确保安全壳结构的完整性。
目前核电厂设计中多采用了各种非能动的安全壳冷却***导出安全壳内的热量,冷却方式大多数为空气冷却和水冷却两种方式。由于空气换热系数远低于水,其热量导出能力有限,当反应堆堆芯衰变热较大,安全壳换热表面有限时,仅依靠空气冷却手段导出安全壳热量会使安全壳降温降压的速率相对较慢。并且,空气流道内空气的流速也偏低。由此,空气冷却更适于作为一种长期有效的带热手段。如AP1000采用了钢制安全壳顶部淋水加空气冷却的方案,当水箱的水排空后完全依靠空气对流冷却导出足够的热量;NuScale反应堆则是将钢制安全壳浸没于水池中,当水池水位下降时可利用空气冷却长期导出余热。此外,对于长期冷却阶段用地坑水冷却堆芯的反应堆设计中,安全壳内大气与地坑水的热交换小,仅依靠空气冷却也无法及时地将地坑水的热量带走。温度偏高的地坑水会使从堆芯释放到安全壳内的蒸汽量偏高,从而导致安全壳内的压力温度长期维持在一个相对较高的值,响安全壳内的设备、仪表等鉴定。
发明内容
针对现有的非能动的安全壳冷却***的问题,需要设计一种空气冷却和水冷却相结合的非能动安全壳长期冷却***,促进空气流动带热和地坑水的降温,实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房内的保护反应堆的钢制安全壳进行降温,其中,包括环绕设置在所述钢制安全壳底部外侧的换热水池和环绕设置在所述钢制安全壳底部内侧的环形地坑水池,所述反应堆设置在所述钢制安全壳底部中心的堆坑内,所述环形地坑水池的底部与所述堆坑的底部连通;还包括设置在所述屏蔽厂房底部的空气入口和位于所述屏蔽厂房顶部的空气出口。
进一步,沿所述钢制安全壳底部内侧设有环形的地坑水池池壁,所述钢制安全壳与所述地坑水池池壁之间的间隔构成所述环形地坑水池,所述环形地坑水池的顶部为敞开结构,在所述钢制安全壳内壁冷凝的水蒸气形成的水流能够沿着所述钢制安全壳内壁汇入所述环形地坑水池
进一步,所述钢制安全壳与所述屏蔽厂房之间构成环形空气流通通道,从所述空气入口流入的空气经过所述环形空气流通通道从所述空气出口排出。
进一步,所述钢制安全壳底部外侧环绕设置有隔热墙,所述隔热墙与所述钢制安全壳之间的间隔构成所述换热水池,所述换热水池的顶部为敞开结构,便于水蒸气蒸发;所述钢制安全壳内的热量通过所述钢制安全壳传递到所述换热水池的冷却水中,并转换为水蒸气蒸发,随从所述空气入口流入的空气一起从所述空气出口排出。
进一步,还包括环绕设置在所述换热水池***的补给水池,所述补给水池的底部与所述换热水池的底部通过补水通道连通,所述补给水池的顶部为封闭结构,所述补给水池的顶部设有通气孔。
进一步,所述隔热墙的高度大于所述补给水池的高度。
进一步,所述补给水池紧贴所述隔热墙,所述空气入口位于所述屏蔽厂房的墙壁与所述补给水池之间的地面上。
进一步,所述补给水池紧贴所述屏蔽厂房的墙壁,所述空气入口位于所述隔热墙与所述补给水池之间的地面上。
本发明的有益效果在于:
1.本发明在仅依靠空气带热的非能动安全壳冷却***基础上设置了安全壳外补给水池、换热水池和安全壳内环形地坑水池,通过钢制安全壳将安全壳内大气和环形地坑水池的冷却水的热量导出至壳外。环形地坑水池与换热水池通过钢制安全壳换热使环形地坑水池中的冷却水的温度降低(环形地坑水池中水的热量能按预期通过钢壳导出至外部的换热水池),增强了环形地坑水池中的冷却水对堆芯冷却效果,从而降低了向安全壳内的蒸汽释放量,由此实现安全壳长期冷却时安全壳内的压力温度处于较低水平。
2.换热水池的水蒸发能按预期带走热量,促进空气流动,提高换热效率。
3.本发明可有效地提高长期冷却降温降压速率,有利于安全壳内的设备、仪表等鉴定。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***的示意图(补给水池4紧贴隔热墙9设置的方式);
图2是本发明具体实施方式中所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***的示意图(补给水池4紧贴屏蔽厂房1的墙壁设置的方式,钢制安全壳2以内的部分与图1的相应部分完全一致,未予显示);
图3是图1中补给水池4、换热水池5、环形地坑水池6的局部放大示意图;
图1、2、3中的箭头代表冷却水、水蒸气、空气的流动方向;
图中:1-屏蔽厂房,2-钢制安全壳,3-环形空气流通通道,4-补给水池,5-换热水池,6-环形地坑水池,7-通气孔,8-补水通道,9-隔热墙,10-空气入口,11-空气出口,12-反应堆,13-地坑水池池壁,14-液面,15-堆坑。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1、图2所示,本发明提供的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房1内的保护反应堆12的钢制安全壳2进行降温,该***包括环绕设置在钢制安全壳2底部外侧的换热水池5和环绕设置在钢制安全壳2底部内侧的环形地坑水池6,反应堆12设置在钢制安全壳2底部中心的堆坑15内,环形地坑水池6的底部与堆坑15的底部连通;还包括设置在屏蔽厂房1与钢制安全壳2之间的地面上的空气入口10和位于屏蔽厂房1顶部的空气出口11。
沿钢制安全壳2底部内侧设有环形的地坑水池池壁13,钢制安全壳2与地坑水池池壁13之间的间隔构成环形地坑水池6,环形地坑水池6的顶部为敞开结构,发生破口事故后在钢制安全壳2内壁冷凝的水蒸气形成的水流能够沿着钢制安全壳2内壁汇入环形地坑水池6中。
钢制安全壳2位于屏蔽厂房1中心位置的地面上,钢制安全壳2与屏蔽厂房1之间构成环形空气流通通道3,从空气入口10流入的空气经过环形空气流通通道3从空气出口11排出。换热水池5位于环形空气流通通道3内。
钢制安全壳2底部外侧环绕设置有隔热墙9,隔热墙9与钢制安全壳2之间的间隔构成换热水池5,换热水池5的顶部为敞开结构,便于水蒸气蒸发;钢制安全壳2内的热量通过钢制安全壳2传递到换热水池5的冷却水中,并将换热水池5的冷却水转换为水蒸气蒸发,随从空气入口10流入的空气一起从空气出口11排出,空气和水蒸气一起带走从钢制安全壳2内交换出来的热量。
还包括环绕设置在换热水池5***的补给水池4,补给水池4的底部与换热水池5的底部通过补水通道8连通,补给水池4的顶部为封闭结构,补给水池4的顶部设有通气孔7。补给水池4位于环形空气流通通道3内。
隔热墙9的高度大于补给水池4的高度,防止换热水池5内的冷却水外溢。
补给水池4紧贴隔热墙9,空气入口10位于屏蔽厂房1的墙壁与补给水池4之间的地面上。隔热墙9带隔热功能,防止换热水池5内的温度传递到补给水池4的冷却水中。
如图2所示,本发明还有一种布置方式,即补给水池4和换热水池5分开布置,补给水池4紧贴屏蔽厂房1的墙壁,空气入口10位于隔热墙9与补给水池4之间的地面上,其它设置与前一种方式一致。
本发明的工作原理是:如图1和图3所示,钢制安全壳2内发生破口事故后,破口质能释放进入安全壳内大气和环形地坑水池6,安全壳内大气的热量通过钢制安全壳2导出至空气,环形地坑水池6的热量通过钢制安全壳2导出至换热水池5,换热水池5蒸发的水(即水蒸气)和空气一起向上流动从空气出口11流出,促进空气流动,降低地坑水温(地坑水是指环形地坑水池6内的冷却水)。补给水池4通过补水通道8向换热水池5补水,当补给水池4的液位较低时,空气仍然导出钢制安全壳2内的热量,此时还可由外部水源向补给水池4补水。钢制安全壳2内破口质能释放和钢制安全壳2内壁面的冷凝水沿着钢制安全壳2向下流动,汇集到环形地坑水池6,然后用于反应堆12的冷却,形成循环流动。由此,通过空气冷却和水冷却结合的方式实现钢制安全壳2长期冷却。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例,本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式,同样属于本发明的技术创新范围。
Claims (5)
1.一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,用于在发生事故时对核电厂的屏蔽厂房(1)内的反应堆(12)的钢制安全壳(2)进行降温,其特征是:包括环绕设置在所述钢制安全壳(2)底部外侧的换热水池(5)和环绕设置在所述钢制安全壳(2)底部内侧的环形地坑水池(6),所述反应堆(12)设置在所述钢制安全壳(2)底部中心的堆坑(15)内,所述环形地坑水池(6)的底部与所述堆坑(15)的底部连通;还包括设置在所述屏蔽厂房(1)与所述钢制安全壳(2)之间的地面上的空气入口(10)和位于所述屏蔽厂房(1)顶部的空气出口(11);
沿所述钢制安全壳(2)底部内侧设有环形的地坑水池池壁(13),所述钢制安全壳(2)与所述地坑水池池壁(13)之间的间隔构成所述环形地坑水池(6),所述环形地坑水池(6)的顶部为敞开结构,在所述钢制安全壳(2)内壁冷凝的水蒸气形成的水流能够沿着所述钢制安全壳(2)内壁汇入所述环形地坑水池(6);
所述钢制安全壳(2)与所述屏蔽厂房(1)之间构成环形空气流通通道(3),从所述空气入口(10)流入的空气经过所述环形空气流通通道(3)从所述空气出口(11)排出;
所述钢制安全壳(2)底部外侧环绕设置有隔热墙(9),所述隔热墙(9)与所述钢制安全壳(2)之间的间隔构成所述换热水池(5),所述换热水池(5)的顶部为敞开结构,便于水蒸气蒸发;所述钢制安全壳(2)内的热量通过所述钢制安全壳(2)传递到所述换热水池(5)的冷却水中,并转换为水蒸气蒸发,随从所述空气入口(10)流入的空气一起从所述空气出口(11)排出。
2.如权利要求1所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,其特征是:还包括环绕设置在所述换热水池(5)***的补给水池(4),所述补给水池(4)的底部与所述换热水池(5)的底部通过补水通道(8)连通,所述补给水池(4)的顶部为封闭结构,所述补给水池(4)的顶部设有通气孔(7)。
3.如权利要求2所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,其特征是:所述隔热墙(9)的高度大于所述补给水池(4)的高度。
4.如权利要求3所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,其特征是:所述补给水池(4)紧贴所述隔热墙(9),所述空气入口(10)位于所述屏蔽厂房(1)的墙壁与所述补给水池(4)之间的地面上。
5.如权利要求3所述的一种非能动安全壳空气-水长期冷却***,其特征是:所述补给水池(4)紧贴所述屏蔽厂房(1)的墙壁,所述空气入口(10)位于所述隔热墙(9)与所述补给水池(4)之间的地面上。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202010289586.3A CN111599498B (zh) | 2020-04-14 | 2020-04-14 | 一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202010289586.3A CN111599498B (zh) | 2020-04-14 | 2020-04-14 | 一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN111599498A CN111599498A (zh) | 2020-08-28 |
CN111599498B true CN111599498B (zh) | 2022-11-18 |
Family
ID=72183170
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202010289586.3A Active CN111599498B (zh) | 2020-04-14 | 2020-04-14 | 一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN111599498B (zh) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN112053792B (zh) * | 2020-08-31 | 2023-02-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂事故后安全壳热量导出*** |
CN113113164A (zh) * | 2021-04-08 | 2021-07-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种小型反应堆的增强型非能动安全壳空冷*** |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2217057A1 (de) * | 1972-04-08 | 1973-10-18 | Interatom | Naturumlauf - notkuehlung fuer kernreaktoren |
JPH08201559A (ja) * | 1995-01-30 | 1996-08-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の冷却装置 |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN103377733A (zh) * | 2012-04-27 | 2013-10-30 | 上海核工程研究设计院 | 大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出*** |
CN103489489A (zh) * | 2012-06-13 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动安全壳喷淋-淹没冷却*** |
CN104167230A (zh) * | 2014-07-30 | 2014-11-26 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动混凝土安全壳冷却*** |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
-
2020
- 2020-04-14 CN CN202010289586.3A patent/CN111599498B/zh active Active
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2217057A1 (de) * | 1972-04-08 | 1973-10-18 | Interatom | Naturumlauf - notkuehlung fuer kernreaktoren |
JPH08201559A (ja) * | 1995-01-30 | 1996-08-09 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器の冷却装置 |
CN101719386A (zh) * | 2009-12-21 | 2010-06-02 | 肖宏才 | 先进压水堆核电站中完全非能动停堆安全冷却装置及其运行程序 |
CN103377733A (zh) * | 2012-04-27 | 2013-10-30 | 上海核工程研究设计院 | 大型压水堆核电站事故后堆芯完全非能动余热排出*** |
CN103489489A (zh) * | 2012-06-13 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种非能动安全壳喷淋-淹没冷却*** |
WO2016011569A1 (zh) * | 2014-07-24 | 2016-01-28 | 哈尔滨工程大学 | 安全壳冷却***及安全壳与反应堆压力容器联合冷却*** |
CN104167230A (zh) * | 2014-07-30 | 2014-11-26 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 非能动混凝土安全壳冷却*** |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
核电站严重事故序列中蒸汽***潜因;杨燕华等;《工程热物理学报》;20011230;全文 * |
非能动安全壳冷却***设计研究;李军等;《核科学与工程》;20180815(第04期);全文 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN111599498A (zh) | 2020-08-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20130272474A1 (en) | Passive containment air cooling for nuclear power plants | |
CN103377728B (zh) | 一种水淹式安全壳完全非能动余热导出*** | |
CN204596431U (zh) | 非能动安全壳热量导出***和具有它的压水反应堆 | |
JP2002156485A (ja) | 原子炉 | |
CN111599498B (zh) | 一种非能动安全壳空气-水长期冷却*** | |
CN106816186A (zh) | 一种基于分离式热管的一体化压水堆非能动余热排出*** | |
WO2002073625A3 (en) | Integral pwr with diverse emergency cooling and method of operating same | |
JP2017521674A (ja) | 格納容器冷却系、及び格納容器・原子炉圧力容器共同冷却系 | |
CN103617815A (zh) | 压水堆核电站非能动余热排出*** | |
EP2837004B1 (en) | Passive containment air cooling for nuclear power plants | |
GB2531190A (en) | Passive concrete containment cooling system | |
CN202615805U (zh) | 一种非能动安全壳冷却*** | |
CN104916334A (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出*** | |
CN109461506A (zh) | 一种泳池式区域低温供热堆 | |
CN106328223A (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制*** | |
CN204680390U (zh) | 压水堆核电站分离式热管式非能动余热排出*** | |
CN113593733A (zh) | 一种非能动钢制安全壳热量导出*** | |
RU2649417C1 (ru) | Система и способ отвода тепла от корпуса ядерного реактора | |
CN105427902B (zh) | 直接蒸发式非能动自冷却导流板 | |
KR20150014787A (ko) | 피동안전계통 및 이를 구비하는 원전 | |
CN217640667U (zh) | 一种应用于安全壳换热水箱的非能动空气冷却*** | |
KR20140061846A (ko) | 원자력 발전소의 피동이차응축시스템 | |
JP4031259B2 (ja) | 原子炉格納容器冷却設備 | |
CN207676666U (zh) | 一种带上下连通侧向水箱的非能动双层安全壳 | |
CN110085334A (zh) | 热管式非能动余热排出*** |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |