一种非能动安全壳热量导出系统的制作方法

本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种非能动安全壳热量导出系统。

背景技术：

安全壳是压水堆核电厂防止放射性裂变物质释放的最后一道屏障，保证安全壳的完整性在核电厂设计中至关重要。传统压水堆核电厂采用能动的安全壳喷淋系统控制各种事故工况下的安全壳压力和温度，从而维持安全壳的完整性。

然而，在失去场外电源等超设计基准事故情况下，能动的安全壳喷淋系统无法工作。因此，近年来越来越多的新的反应堆设计方案中采用了非能动技术以导出安全壳内部热量。例如西屋公司开发的ap600/1000反应堆采用钢制安全壳和屏蔽厂房之间的环形空间内部的空气自然流动和钢制安全壳外表面液膜蒸发的方式导出安全壳内部热量。又如本申请人的申请号为cn201110437864.6的中国先专利申请也公开了非能动安全壳热量导出系统，该系统包括设置在安全壳内部的换热器组，换热器组的换热管内的冷却水经过与安全壳内的高温混合气体热交换后温度上升，温度上升的冷却水经热交换器组的循环管路传导，与设置在安全壳外的换热水箱中的冷却水进行热交换而被再次冷却。这种非能动安全壳热量导出系统的主要导热机理是安全壳内混合气体中的水蒸气在换热管表面的冷凝。

但是，当安全壳内混合气体中有不可凝气体(如空气和严重事故期间可能产生的氢气、一氧化碳等)存在的情况下，水蒸气的冷凝传热能力会被严重削弱。有资料表明，对于水蒸气和空气的混合气体，当其中空气质量分数仅为0.5％时，便会导致自然对流条件下的冷凝传热系数降低50％。因此，对于上述非能动安全壳热量导出系统，若能有效降低换热器组周围的不可凝气体含量，则可以有效提升冷凝传热能力，提高非能动安全壳热量导出系统性能。

技术实现要素：

本发明的首要目的是提供一种非能动安全壳热量导出系统，以通过提高冷凝传热效率而提高非能动安全壳热量导出系统的热量导出效率。

为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，所述的热量导出系统包括安全壳和热量导出组件，所述的热量导出组件包括安全壳外置冷却液箱、循环管路、换热器组、混合气体导流管、空气滞留箱，

所述的换热器组设置在所述的安全壳内，包括换热管、换热器组冷却液入口、换热器组冷却液出口，用于通过所述的换热管中的冷却液与所述的混合气体导流管中导入的安全壳大气的热交换，冷却所述的混合气体导流管中导入的安全壳大气，

所述的循环管路分两段，两段中的一段的一端连接所述的安全壳外置冷却液箱，另一端连接所述的换热器组冷却液入口；两段中的另一段的一端连接所述的安全壳外置冷却液箱，另一端连接所述的换热器组冷却液出口，两段所述的循环管路连接所述的安全壳外置冷却液箱的位置不同，

所述的安全壳外置冷却液箱设置在所述的安全壳外，且设置位置高于所述的换热器组，以使其中装盛的冷却液能够借助重力作用通过所述的循环管路流入所述的换热器组中的换热管，并在热交换后通过所述的循环管路流回所述的安全壳外置冷却液箱，

所述的混合气体导流管设置在所述的安全壳内，两端开口，上端开口朝向所述的安全壳的上部空间，下端开口伸入所述的空气滞留箱中，所述的混合气体导流管的至少一段与所述的换热管的至少一段通过接触面相接触，

所述的空气滞留箱设置在所述的安全壳的下部空间，其上设置有开孔，所述的开孔用于保持所述的空气滞留箱与所述的安全壳其它区域的压力平衡。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的热量导出组件为一组或多组。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的循环管路通过换热管入口联箱与所述的换热器组冷却液入口连接。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的循环管路通过换热管出口联箱与所述的换热器组冷却液出口连接。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的循环管路分为循环管路下降段和循环管路上升段，

所述的循环管路下降段位置低于所述的循环管路上升段，其一端连接所述的安全壳外置冷却液箱，另一端连接所述的换热器组冷却液入口；

所述的循环管路上升段一端连接所述的安全壳外置冷却液箱，另一端连接所述的换热器组冷却液出口。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的循环管路下降段上设置有阀门，所述的阀门在核电厂正常运行期间处于关闭状态。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的混合气体导流管直立的设置在所述的安全壳内。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的换热管和所述的混合气体导流管的横截面为矩形，所述的接触面为矩形。

在一种优选的实施方案中，本发明提供一种非能动安全壳热量导出系统，其中所述的冷却液为冷却水。

本发明的有益效果在于，利用本发明的非能动安全壳热量导出系统，可以通过提高冷凝传热效率而提高非能动安全壳热量导出系统的热量导出效率。本发明通过将非能动安全壳热量导出系统换热管所在区域的空气等不可凝气体以非能动原理输运到安全壳下部空间的方式，降低了非能动安全壳热量导出系统换热管所在区域的不可凝气体含量，从而提高了非能动安全壳热量导出系统的冷凝传热效率。

附图说明

图1为示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统的组成示意图。

图2为示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统中换热管和混合气体导流管接触面的示意图。

图3为示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统中换热管和混合气体导流管可能的配合方式的示意图。

图4为示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统的运行原理示意图。

具体实施方式

以下结合附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。

示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统如图1所示，包括：安全壳21和多组热量导出组件，其中每组的热量导出组件包括安全壳外置冷却水箱1、循环管路下降段2、换热管入口联箱3、换热管出口联箱5、循环管路上升段6、混合气体导流管7、空气滞留箱8、阀门10、换热器组22。

换热器组22设置在安全壳21内，包括换热管4、换热器组冷却水入口、换热器组冷却水出口，用于通过换热管4中的冷却水与混合气体导流管7中导入的安全壳大气的热交换，冷却混合气体导流管7中导入的安全壳大气。

循环管路下降段2位置低于循环管路上升段6，其一端连接安全壳外置冷却水箱1，另一端通过换热管入口联箱3连接换热器组冷却水入口。循环管路下降段2上设置有阀门10，阀门10在核电厂正常运行期间处于关闭状态。

循环管路上升段6一端连接安全壳外置冷却水箱1，另一端通过换热管出口联箱5连接换热器组冷却水出口。

循环管路下降段2和循环管路上升段6连接安全壳外置冷却水箱1的位置不同。

安全壳外置冷却水箱1设置在安全壳21外，且设置位置高于换热器组22，以使其中装盛的冷却水能够借助重力作用通过循环管路下降段2流入换热器组22中的换热管4，并在热交换后通过循环管路上升段6流回安全壳外置冷却水箱1。

混合气体导流管7直立的设置在安全壳21内，两端开口，上端开口朝向安全壳21的上部空间，下端开口伸入空气滞留箱8中。

如图2所示，混合气体导流管7的至少一段与换热管4的至少一段通过接触面9相接触，换热管4的其它表面和部分暴露在安全壳大气中。如图3所示，当混合气体导流管7和换热管4的横截面均为矩形时，它们的接触面9也是矩形，此时换热管4的其它面12、13、14暴露在安全壳大气中。

空气滞留箱8设置在安全壳21的下部空间，其上设置有开孔11，开孔11用于保持空气滞留箱8与安全壳21其它区域的压力平衡。

上述示例性的本发明的非能动安全壳热量导出系统的运行原理如图4所示。

在核电厂出现破口事故时，大量水蒸气(严重事故期间包含有氢气等不可凝气体)进入安全壳21，导致安全壳21升温升压。此时操作员开启阀门10，安全壳外置水箱1中的冷却水经循环管路下降段2和换热管入口联箱3进入到换热管4，换热管4中冷却水通过接触面9冷却进入到混合气体导流管7的安全壳大气，通过其它表面冷却换热管4所在的安全壳大空间的大气。换热管4中的冷却水从而被加热，在非能动自然原理作用下，经换热管出口联箱5和循环管路上升段6返回到安全壳外置水箱1中。进入到混合气体导流管7中的安全壳大气经换热管4中的冷却，水蒸气在混合气体导流管7的内表面凝结，空气和其它不可凝气体经过混合气体导流管7进入空气滞留箱8中，从而降低了换热管4所在安全壳大空间的不可凝气体含量。空气滞留箱8与安全壳其它区域通过开孔11连接，使得系统运行期间空气滞留箱8的压力与安全壳其它区域的压力平衡，从而保证混合气体导流管7中被冷却的气体可以一直注入到空气滞留箱8中。

综上所述，本发明提供了一种可以提高冷凝传热效率的非能动安全壳热量导出系统。

显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。