安全壳冷却系统的制作方法

1.本实用新型涉及核电厂安全技术领域，尤其涉及一种安全壳冷却系统。


背景技术：

2.核电厂在发生大破口反应堆冷却剂丧失事故和主蒸汽管道断裂事故等向安全壳释放大量质量和能量的事故工况时，大量的质量和能量进入安全壳，导致安全壳温度和压力迅速升高，安全壳有超压失效的风险。
3.为了保证安全壳的完整性，需要持续导出安全壳内热量。通常采用的安全壳冷却方式有安全壳内部喷淋，需要依赖交流电源；安全壳外壁面喷淋，利用水膜自然对流和蒸发冷却，需要水源顶部布置，抗震能力较差，且水膜覆盖分配装置设计复杂；安全壳内外布置换热器，对安全壳内部系统和设备布置造成较大影响；利用抑压原理冷凝安全壳内部蒸汽，在事故后期导热效率将大大降低。


技术实现要素：

4.本实用新型实施例提供一种安全壳冷却系统，能够解决在安全壳冷却过程中，无需依赖交流电源的问题。
5.为了解决上述技术问题，本技术是这样实现的：
6.本实用新型实施例提供一种安全壳冷却系统，包括：第一连接管、导流板、包裹在安全壳外的外层壳体、设置在所述外层壳体一侧的冷却液箱；
7.所述安全壳和所述外层壳体之间形成夹层空间，所述导流板设置在所述夹层空间中，将所述夹层空间划分为相互连通的多个子空间；
8.所述冷却液箱与所述第一连接管的第一端连通，所述第一连接管的第二端穿过所述外层壳体与所述多个子空间的第一子空间连通；
9.所述外层壳体顶端设置有第一开口。
10.本实用新型实施例中，冷却液箱内的冷却液通过第一连接管进入夹层空间的第一子空间，在导流板的作用下，冷却液进入与第一子空间相连通的其他子空间，直至冷却液布满整个夹层空间，且将整个安全壳淹没，安全壳内部热量经安全壳导出至冷却液体，经过蒸发最终将热量通过第一开口导出至外界环境，使得在无需交流电源的情况下，可降低安全壳内部的温度和压力。
附图说明
11.图1为本实用新型实施例提供的一种安全壳冷却系统的结构示意图；
12.图2为本实用新型实施例提供的另一种安全壳冷却系统的结构示意图。
具体实施方式
13.下面将结合本实用新型实施例中的附图，对本实用新型实施例中的技术方案进行
清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本实用新型一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本实用新型中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本实用新型保护的范围。
14.请参阅图1，图1为本实用新型实施例提供的一种安全壳冷却系统的结构示意图，该安全壳冷却系统包括：第一连接管10、导流板20、包裹在安全壳 30外的外层壳体40、设置在所述外层壳体40一侧的冷却液箱50；
15.所述安全壳30和所述外层壳体40之间形成夹层空间，所述导流板20设置在所述夹层空间中，将所述夹层空间划分为相互连通的多个子空间；
16.所述冷却液箱50与所述第一连接管10的第一端连通，所述第一连接管 10的第二端穿过所述外层壳体40与所述多个子空间的第一子空间连通；
17.所述外层壳体40顶端设置有第一开口41。
18.安全壳即反应堆安全壳，是为防止核反应堆在运行或发生事故时放射性物质外溢的密闭容器。在核电站反应堆发生事故时会大量释放放射性物质，安全壳作为最后一道核安全屏障，将其与外部环境完全隔离，从而实现安全保护屏障的功能，能防止放射性物质扩散污染周围环境。在核电站发生事故后，短时间内大量的高温高压流体进入安全壳，导致安全壳内温度和压力迅速升高，为了限制安全壳内温度和压力上升，避免安全壳由于超压失效、及保证安全壳的完整性，需持续导出安全壳内热量，从而防止核电厂在事故情况下放射性物质不可控的向外界环境释放。
19.安全壳30采用钢材质制作，钢具有硬度高和导热率高的优点，当发生事故时，安全壳30内的温度和压力持续升高，安全壳30受到向外扩散的巨大压力，采用钢制安全壳，稳定性更高，另外，采用钢材质制作的安全壳还可作为其内部热量向外导出的传热介质。
20.其中，冷却液箱50环绕设置在外层壳体40的上部，冷却液箱50与安全壳30形成高低位差，冷却液箱50内的冷却液在重力作用下通过第一连接管 10流入夹层空间内的第一子空间，在导流板20的作用下，冷却液进入与第一子空间相连通的其他子空间，直至冷却液布满整个夹层空间，且将整个安全壳 30淹没。
21.在本实施例中，依靠非能动机理导出安全壳30内部的热量，使核电站丧失交流电源的事故工况下依旧能有效运行，提高了安全壳冷却系统的可靠性。
22.其中，冷却液由水、防冻剂、添加剂三部分组成，按防冻剂成分不同可分为酒精型、甘油型、乙二醇型等类型的冷却液，对此本实施例不做限定。
23.另外，在安全壳外增设包裹在安全壳30外侧的外层壳体，相对于单层安全壳，安全性能更高。
24.本实用新型实施例中，冷却液箱50内的冷却液通过第一连接管10进入夹层空间的第一子空间，在导流板20的作用下，冷却液进入与第一子空间相连通的其他子空间，直至冷却液布满整个夹层空间，且将整个安全壳30淹没，安全壳30内部热量经安全壳30导出至冷却液体，经过蒸发最终将热量通过第一开口41导出至外界环境，使得在无需交流电源的情况下，可降低安全壳内部的温度和压力。
25.可选的，外层壳体40侧壁上设置有第二开口42；
26.用于对安全壳30进行冷却的气体通过第二开口42进入多个子空间中的第二子空间，并从第一开口41排出，第二子空间为多个子空间中距离安全壳30 最近的子空间。
27.当冷却液箱50中的冷却液耗尽后，安全壳30外部淹没的冷却液由于蒸发导致液位不断下降，这时，用于对安全壳30进行冷却的气体通过第二开口42 进入多个子空间中的第二子空间，其中，第二子空间为多个子空间中距离安全壳30最近的子空间，在温差和密度差造成的压差作用下朝向外层壳体40上第一开口41流动，通过对安全壳30外壁面进行长期的空气自然对流冷却，从而将安全壳内热量被持续导出至外界环境。
28.其中，设置在外层壳体40上的第二开口42与第一开口41应具有一定距离。
29.可选的，安全壳还包括抑压箱60和第二连接管70，第二连接管70将抑压箱60与安全壳30连通。
30.安全壳作为核电站的安全保护系统，当安全壳压力升高时，可以通过对安全壳主动卸压，缓解安全壳压力持续升高，维持安全壳的完整性。
31.本实施例中，设置抑压箱60和第二连接管70，其中，第二连接管70将抑压箱60与安全壳30连通，在事故发生后，安全壳30与抑压箱60之间形成一定压差，安全壳30内的高温蒸汽和不可凝结气体经第二连接管70进入抑压箱60，且抑压箱60内设置有冷却液体，高温气体经过该冷却液体被冷凝，通过抑压箱60释放一部分高温高压蒸汽，从而对安全壳30降温降压。
32.另外，高温蒸汽内含有放射性物质，部分放射性物质被滞留在冷却液体内，也达到降低高温蒸汽中放射性物质含量的作用。
33.可选的，所述安全壳还包括过滤件80，所述抑压箱60具有第三开口，所述过滤件80设置在所述抑压箱60的外侧且覆盖所述第三开口。
34.从安全壳释放的气体含有放射性物质，需经过过滤处理后才能排放，其中，过滤件80可以是金属过滤器、文丘里水洗过滤器或两种过滤器的结合等，对此具体过滤器类型本实施例不做限定。通过安装在卸压管线上的过滤装置对排放气体的放射性物质进行过滤，可以降低释放到环境中的放射性物质。
35.本实施例中，在抑压箱60上设置第三开口，将过滤件80设置在第三开口上，通过对从抑压箱60排放气体的放射性物质进行过滤，可以降低释放到环境中的放射性物质。
36.可选的，所述安全壳还包括第一阀门11，所述第一阀门11设置在所述第一连接管10上，用于连通或关断第一连接管10。
37.在第一连接管10上设置第一阀门11，在发生事故后，当检测到抑压箱60 内的冷却液温度升到某一限定值时，第一阀门11自动打开，第一连通管将冷却液箱50和夹层空间连通，冷却液箱50内的冷却液经第一连接管10流向夹层空间，冷却液布满整个夹层空间，且将整个安全壳30淹没，从而实现冷却液对安全壳30外壁的快速降温；当核电站正常运行时、或者安全壳内温度低于该限定值时，第一阀门11自动关闭，将冷却液箱50与夹层空间连通的第一连接管10被隔断，冷却液箱50停止运行。
38.本实施例中，通过设置第一阀门11，从而实现冷却液箱50的自动开启或关闭。
39.可选的，所述安全壳还包括第二阀门71，所述第二阀门71设置在所述第二连接管70上，用于连通或关断第二连接管70。
40.在第二连接管70上设置第二阀门71，在发生事故后，当安全壳30与抑压箱60的压差超过某一限定值时，第二阀门71自动打开，第二连通管将安全壳30与抑压箱60连通，安全壳30内的高温蒸汽和不可凝结气体经第二连接管70流向抑压箱60，抑压箱60内设置有液
体，从而使安全壳30降压降温；当核电厂正常运行时、或者压差值小于该限定值时，第二阀门71自动关闭，将安全壳30与抑压箱60连通的第二连接管70被隔断，抑压箱60停止运行。
41.本实施例中，通过设置第二阀门71，从而实现抑压箱60的自动开启或关闭。
42.可选的，所述外层壳体40为混凝土屏蔽层。
43.混凝土是液泥与骨料的混合物。当加入一定量液分的时候，液泥液化形成微观不透明晶格结构从而包裹和结合骨料成为整体结构。通常混凝土结构拥有较强的抗压强度，但是混凝土的抗拉强度较低，通常只有抗压强度的十分之一左右，任何显著的拉弯作用都会使其微观晶格结构开裂和分离从而导致结构的破坏。因该结构构件(混凝土屏蔽层)有受拉应力作用的需求，故还需在混凝土内增加钢筋，由钢筋承担其中的拉力，混凝土承担压应力部分，当发生事故时，可提高安全壳的稳定性。
44.另外，该混凝土屏蔽层还可为预应力混凝土屏蔽层，当发生事故时，事故压力荷载是由大量的双向预应力钢束承受的，因此，外层壳体40不会出现脆性破坏，设计压力也可不受限制，提高外层壳体40的安全可靠性。
45.可选的，所述导流板20上设置有通孔21。
46.本实施例中，当冷却液箱50中的液用尽后，安全壳30外部淹没的液由于蒸发液位不断下降，当液位下降至通孔21裸露后，导流板20两侧的冷却气体在温差和密度差造成的压差作用下形成自然对流，冷却气体最终流向距离安全壳30最近的子空间，通过对冷却气体与安全壳30外壁面进行自然对流，对安全壳30外壁面降温，从而安全壳内热量被持续导出至外界环境。
47.请参阅图2，可选的，所述冷却液箱50内设置有换热器51，所述安全壳冷却系统还包括第三连接管90，所述换热器51与所述安全壳30通过所述第三连接管90相连通。
48.其中，冷却液箱50环绕设置在外层壳体40上部，换热器51设置在冷却液箱50内，换热器51是将热流体的部分热量传递给冷流体的设备。换热器51通过第三连接管90与设置在安全壳内的核电站二回路蒸汽发生器连通，蒸汽发生器内的高温蒸汽经过第三连接管90，在换热器51内交换热量，然后重新流回蒸汽发生器内。
49.其中，换热器51可以是浮头式换热器51、固定管板式换热器51、u形管板换热器51、板式换热器51等，对此本实施例不做限定。
50.本实施例中，通过在冷却液箱50内设置换热器51，且换热器51通过第三连接管90与设置在安全壳30内的蒸汽发生器连通，从而实现对蒸汽发生器内的高温蒸汽冷凝的技术效果。
51.上面结合附图对本实用新型实施例进行了描述，但是本实用新型并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本实用新型的启示下，在不脱离本实用新型宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，均属于本实用新型的保护之内。